静默式热管反应堆热工水力特性不确定性分析

基于不确定性分析软件DAKOTA和自编程热管反应堆单通道热工分析程序HEART,对静默式热管反应堆(NUSTER)稳态热工水力特性进行了不确定性分析。根据热管反应堆相关实验数据，选取运行功率、燃料热导率、气隙宽度、包壳厚度、热管蒸发段长度和基体厚度6个关键热工参数并确定其基准值与概率密度分布，通过大量重复性计算，获得了95%置信水平下热管蒸发段温度、热管冷凝段温度、燃料峰值温度、包壳峰值温度及基体温度的统计分布，并对各参数的不确定性对热管反应堆安全性的影响进行了分析。分析结果表明：热管蒸发段及冷凝段温度有0.67%的概率超过热管温度限值；由于热管反应堆堆芯为固态堆芯，传热以纯导热为主，输入变量的不确定性对不同目标参数的影响相同，燃料热导率的不确定性对5个目标参数的影响最为显著，且为负相关。本研究获得的结果可为热管反应堆的优化及其后续发展提供方向指引。     

西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析

为研究西安脉冲堆（XAPR）在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性，本文基于XAPR的结构和运行特点，建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型，并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算，结果表明：当XAPR在额定功率范围内运行时，发生反应性引入事故后，堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态；当运行功率过高尤其是超过临界值时，反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡，无法再次达到稳态。此外，不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势，但并不影响其最终稳态值。     

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。     

热管冷却双模式空间堆堆芯瞬态安全特性分析

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

基于KRUSTY带核实验的热管冷却反应堆瞬态分析程序验证

基于斯特林技术的千瓦级热管反应堆实验（Kilowatt Reactor Using Stirling Technology,KRUSTY）开展了目前国内外唯一完成且公开发表的热管冷却反应堆带核实验,实验开展的工况包括冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故等,这些工况下的带核实验数据对于热管堆瞬态分析程序的验证至关重要。本文自主研发了适用于热管反应堆的瞬态分析程序TAPIRS-D,采用KRUSTY带核实验数据对该程序展开了验证,对实验开展的冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故进行了模拟计算和对比。验证结果表明：TAPIRS-D程序计算结果与实验数据符合较好,各工况下模型计算燃料温度的最大相对误差小于2%,整体功率的计算平均误差小于10%,预测的堆芯功率与温度瞬态响应与实验数据趋势符合一致,验证了TAPIRS-D程序的准确性与可靠性。本文研究可为其他新开发的热管堆热工安全分析程序的验证工作提供参考。     

基于CATHARE程序的熔盐堆热工物理耦合模拟计算

针对熔盐堆燃料和慢化剂的特点,对压水反应堆热工水力计算程序CATHARE进行了适应性改造。使用改造后的程序进行熔盐堆单通道流体的物理和热工耦合计算分析。分析计算表明,改造后的CATHARE程序可以模拟反应性引入事故和流量引入事故等瞬态工况的堆芯热工物理耦合过程。     

HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析

以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。     

液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。     

热管改进型热离子反应堆瞬态分析程序开发

本文针对改进型TOPAZⅡ核反应堆系统的特殊结构及热工水力特性,开发了耦合热管二维计算程序的热离子反应堆系统分析程序TASTIN-HP,并计算分析了其稳态与瞬态事件及典型事故工况下的热工水力特性。结果表明:稳态计算结果与设计值符合良好;升功率事件及部分失流事故中,在一定的时间内,元件各层材料与冷却剂温度均在安全限值以内。本文结果初步证明TASTIN-HP可对热管式辐射器型空间堆进行系统安全分析。     

小型核电源传热及热电特性实验研究

针对无人水下航行器（UUV）续航能力差这一缺点，结合核动力UUV中的结合静默式温差发电热管反应堆技术，建立非核电加热实验台架，进行启动实验，验证静默式温差发电热管堆技术的技术可行性。实验结果表明:实验装置系统启动过程顺利，启动后等温性良好；温差发电器件热电性能良好，发电效率可达6.8%。该实验装置作为国内首个基于温差发电及高温热管传热的电加热实验台架，其实验数据可为静默式温差发电热管反应堆进一步设计和应用提供参考。      

空间堆热管输热能力分析

为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。     

热管堆中分段式温差发电器的仿真分析

温差发电器（TEG）是一种能够直接将热能转化为电能的器件设备,因此可在热管堆中将TEG作为能量转换系统。但当热管堆堆芯的平均或最高温度超过1 000 K后,TEG的缺陷就会暴露出来。分段式温差发电器（STEG）可解决这一问题。本文在COMSOL软件中搭建了STEG模型,确定了数值模拟方法,并对STEG的几何形状和热电性能进行了优化设计,将热管与STEG组合成单通道模型来进行仿真计算。对STEG进行了稳态的仿真计算,得到STEG的几何优化设计,并探究了热电和热力性能,热电转换效率最高可达15.75%,最大应力约为270 MPa。在单通道模型中,结合STEG的最优几何设计,热电转换效率最高可达15.63%。本文工作可为STEG与热管堆结合的数值模拟提供相应的基础。     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

Study on startup characteristics of heat pipe cooled and AMTEC conversion space reactor system

Future exploration of deep space requires space power with high power density, light weight, low cost and high reliability. Space reactor is an excellent candidate with its unique characteristics of high specific power, low cost, strong environment adaptability and so on. Among all types of space reactors, heat pipe cooled space reactor, which adopts the passive heat pipe as core cooling component, is considered as one of the most promising choice and is widely studied all over the world. Startup characteristics of this type space reactor are an active topic.Previous studies mainly focused on the startup from high temperature rather than environmental temperature. In order to simulate the transient startup process from frozen state, a transient analysis code (TAPIRS) for heat pipe cooled space reactor power system (HPS) has been developed and applied to investigate the system transient performance during a startup from zero cold power to full power. The code integrates separately validated point reactor kinetics model, lumped parameter core heat transfer model, combined heat pipe (HP) model (self-diffusion model, flat-front startup model and network model), energy conversion model of alkali metal thermal-to-electric conversion units (AMTEC), and HP radiator model. By comparing the simulation results of the models and steady state with those in the references, the rationality of the models and the solution method is validated. It is found that by adjusting the control drum's rotational speed, the reactor can startup from subcritical state to full power state while the heat pipe and AMTEC from solid state to normal operational state. HPS can startup entirely depending on the nuclear power, and the maximum temperature of the heat pipe does not exceed 1250 K in the whole startup process. The maximum errors of the parameters between the simulation results of this paper and those in the literature at the full power condition are less than 5%. Under the accident of control drum failure with largest reactivity insertion, the fuel temperature can be controlled within the safety limits. These show that the reactor system has characteristics of no single-point failures, the self-stabilization capability under accident conditions.     

兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点，在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景，具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上，针对水下航行器静默式微型核电源，提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算，得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性；采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明，堆芯最大功率峰因子为1.42，堆芯寿期达到14 a，堆芯参数符合设计要求，为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法，并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法，对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析，分析了不同松弛因子下，堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明，热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加，从而产生负反应性反馈；同时，边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性，传热恶化，考虑核热力耦合后，径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23，燃料峰值温度增加11 K。