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%。     

AMTEC转换空间堆系统负荷跟踪特性研究

研究了采用碱金属热电转换（AMTEC）、热管冷却的空间堆电源系统的负荷跟踪特性。分析了外部负载电阻及冷热端温度对模块化AMTEC性能的影响，利用TAPIRS程序分析了AMTEC转换空间堆系统在负载需求变化下的瞬态响应以及系统负荷跟踪特性。结果表明:随着外部负载电阻的增大，AMTEC热电转换效率及输出电功率都先增大到最大值，然后逐渐减小，存在临界外部负载电阻值使得AMTEC热电转换效率和输出电功率达到最大，但这2个临界值不相等；虽然空间堆具有负荷跟踪特性，但系统的固有负荷跟踪特性仅在大于临界外部负载电阻值时存在，当小于此外部负载电阻值时，空间堆系统表现为非负荷跟踪特性。      

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

碱金属高温热管启动运行特性分析

本文研究了碱金属高温热管的启动及运行瞬态,在传统热管冷态启动模型基础上,建立了以蒸气流态转变为划分依据的冷态启动三阶段模型,并依据该模型开发了热管启动瞬态分析程序HPSTAC,程序模拟结果与实验值相对偏差不超过15.7%。使用该程序模拟单根钠钾热管的启动瞬态并进行了敏感性分析,结果表明：启动开始后450、660、1 550 s,热管分别进入启动第2、3阶段与准稳态,蒸气区域趋于一致性温度837 K;启动环境温度主要影响冷凝段升温速度,输入热流密度对热管启动各阶段的影响存在阈值效应。     

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。     

百千瓦级空间锂冷快堆系统热工安全特性研究

随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。     

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。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

Modeling and Code Development of HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

The conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system (HP-PRHRS) was proposed to improve passive safety performance of molten salt reactor (MSR). Based on the structure of HP-PRHRS and the operation performance of MSR, a set of reasonable mathematical physical models were built, mainly including reactor core physical thermal model, high temperature heat pipe model and HP-PRHRS model. Analysis code PRAC for HP-PRHRS was developed for MSR adopting those models. The verification of the code was conducted using MSRE benchmark and the transient experimental data. The results show that the calculated value of PRAC code is in good agreement with the benchmark and experimental results, which proves the accuracy of the model and code. HP-PRHRS model and PRAC code can support and provide foundation for the future research on MSR.     

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。     

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置，在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法，利用 FORTRAN进行编程，最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明：熔盐堆事故状态下，钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。     

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

TACR热传输系统热工水力瞬态分析

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。     

Transient behavior of the sodium–potassium alloy heat pipe in passive residual heat removal system of molten salt reactor

High temperature heat pipes, as highly-effective heat transfer elements, have been extensively employed in thermal management for their remarkable advantages in conductivity, isothermality and self-actuating. It is of significance to apply heat pipes to new concept passive residual heat removal system (PRHRS) of molten salt reactor (MSR). In this paper, the new concept PRHRS of MSR using sodium–potassium alloy (NaK) heat pipes is proposed in detail, and then the transient behavior of high temperature NaK heat pipe is numerically investigated using the Finite Element Method (FEM) in the case of MSR accident. The two-dimensional transient conduction model for the heat pipe wall and wick structure is coupled with the one-dimensional quasi-steady model for the vapor flow when vaporization and condensation occur at the liquid–vapor interface. The governing equations coupled with boundary conditions are solved by FORTRAN code to obtain the distributions of the temperature, velocity and pressure for the heat pipe transient operation. Numerical results indicated that high temperature NaK heat pipe had a good operating performance and removed the residual heat of fuel salt significantly for the accident of MSR.     

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。     

基于SIMPLEC算法的高温热管启动特性数值模拟

为研究高温液态金属热管的瞬态特性,开发了高温热管瞬态分析程序,程序可模拟高温液态金属热管自凝固状态启动过程中涉及到的复杂的相变、蒸气流动及气液交界面的传质传热特性。热管管壁与吸液芯区域采用纯导热模型,考虑了吸液芯内部工质的熔化和凝固以及气液界面的蒸发和冷凝。蒸气模型采用一维的尘气模型(DGM),该模型可精确描述热管启动过程中不同阶段的蒸气的运动特性。热管启动过程中蒸气为高度可压缩,因此蒸气速度与压力的求解采用可压缩流动的SIMPLEC算法进行计算。最后程序模拟了钠热管的启动过程,并与试验数据进行了比较。结果表明,程序模拟结果与试验数据符合较好。     

新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。     

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。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。