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。     

双模式热管堆电热原理样机设计及验证实验研究

固态热管反应堆是未来新型装备最佳能源动力解决方案之一,然而其关键技术尚未成熟,可行性及可靠性有待近一步研究。本文提出了动静结合双模式热管堆概念设计,搭建了“模拟堆芯-高温热管-斯特林-温差发电”一体化集成实验装置,利用紫铜基体及加热棒模拟反应堆堆芯,利用弯折高温钾热管实现堆芯冷却及能量传输过程,利用斯特林热电转换装置及碲化铋温差发电元件实现动态/静态热电转换过程,验证了双模式热管堆技术的可行性。实验结果表明,所研制的弯折高温钾热管符合设计需求,输入功率为878 W时,热管轴向壁面温差低于60 K,不凝气体段长度小于5 cm。对于碲化铋温差发电器件,输入功率为4.2 kW、热端温度为310℃、冷端温度为20℃时,30片热电器件共发电102.6 W,热电转换效率为2.44%。对于斯特林发电机,输入功率为3.3 kW时,发电功率为429 W,热电转换效率为13.1%。本文结果可为双模式热管堆概念设计及研制提供实验数据支撑。     

CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。     

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5 MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。      

MHWRR在极低光激中子水平下的临界启动技术

阿尔及利亚比林核研究中心重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施了仪表、控制和电气数字化升级改造,改造后的首次临界启动对改造工程具有重要意义。为保证反应堆启动安全,需要解决升级改造后在极低光激中子水平下临界启动中存在的核测量盲区问题,首先对长期停堆后堆内剩余光激中子源强、核测量盲区以及临界棒位进行了理论计算与分析研究,在此基础上提出了在无外加启动中子源条件下首次临界启动的实验技术方案。在无参考数据的情况下,实验进程完全按理论设计的预期进行,临界启动一次成功;启动过程中核功率参数得到有效监测,启动测量装置与堆外电离室测量范围衔接完备,临界棒位理论值与实验值的误差小于0.84%,实验结果与理论计算结果符合良好,表明了这项实验技术的合理可行。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力，研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值，而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程，确定主要的无量纲相似准则群；基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析，获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数；对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数，开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明，SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好，建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。      

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。     

物理启动计数装置反应堆上测量数据分析

将北京综合仪器厂为CEFR生产的物理启动计数装置与俄罗斯生产的裂变电离室连接，在游泳池式反应堆上进行了性能测试，获取了大量数据，并对数据进行了处理和分析。     

一种热管熔盐堆塔式温差发电系统设计及分析

熔盐堆作为第四代先进反应堆的重要堆型之一，以高沸点熔盐为核燃料熔融载体，具有高温输出、常压操作等特点。而基于温差发电的热管熔盐堆，兼具了熔盐堆、热管和温差发电的优势，具有输出温度高、热电转换效率高、结构简单及安全可靠等优点，在能源系统领域具有极大的优势，是外太空及深海探测任务的理想能源。但因堆芯熔盐低热导率而形成的热管密集排布给热管冷凝段的温差发电传热设计带来了难题。针对该堆型设计需求，本文提出适于熔盐堆的热管-温差发电耦合系统结构并进行了传热分析。堆芯热管冷凝段采用塔式温差发电系统结构设计，整体热端座与堆芯热管冷凝端相配合，形成从下至上的第1层至第N层热段套；冷端座套置于热端座外，内设冷端热管通道；热端座的外侧壁与冷端座的内侧壁之间贴有温差发电片，发电片间隙采用保温棉减少漏热。采用Ansys Workbench开展了适于热管熔盐堆的4层塔式温差发电系统传热仿真模拟，分析表明：系统运行的高温热管最高温度为696℃时，整体塔座温度分布均匀，热量有效利用率大于96%，系统漏热量小于4%，发电片两侧温差大于490℃，利于提高热电转换效率，设计具有可行性，有利于推动温差发电在热管熔盐堆中的应用...     

热室退役机器人研制及废物回取台架实验验证

101反应堆热室在退役过程中存在辐射水平高、空间小、环境复杂等难题，为完成热室内放射性废物回取等工作，设计一套退役机器人系统，以模拟热室台架为平台，开展废物回取实验验证。结果表明，机器人采用液压驱动方式，为双层滑台结构，具有6个自由度，在最大臂展情况下负载能力>30 kg。台架实验中，退役机器人的可达性较好，可实现储存井及热室地面散存废物的回取。退役机器人系统整体设计合理，功能满足热室退役要求，台架实验结果可为实际的工程实施提供技术支撑。     

液态金属高温热管传热极限研究

热管作为一种高效可靠、可进行长距离传热的非能动设备,在核能领域有着广泛的应用。本文针对工质为钠、充液量为158 g与208 g的毛细驱动热管,对其传热极限开展实验和理论研究。实验方面,设计搭建了高温热管传热极限测试分析实验平台,研究了液态金属高温热管在不同水平倾角和不同加热功率下传热功率的变化。理论方面,验证了连续流动极限与夹带极限理论模型的正确性,总结了两种极限的发生规律。研究发现,热管连续流动极限影响热管的启动;由于水平夹角较大时转变温度较高,因此大角度下的热管更容易发生连续流动极限,小角度下经验模型的预测误差在6.58%以内,大角度下误差超过28%。夹带极限发生时热管蒸发段温度骤升且冷凝段温度出现波动,热管倾角越大夹带极限越容易发生,经验模型在不同角度下均存在误差,大角度下误差超过100%。本文总结了连续流动极限与夹带极限的发生规律,为先进核反应堆系统中热管的设计提供参考。     

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。     

固态热管反应堆模拟装置热工水力特性分析

热管反应堆具有小型化、结构简单、固有安全性高等优势,有着广泛的应用前景和研究意义。本文采用CFD方法对热管反应堆模拟装置进行了稳态工况下的热工水力特性分析,并与实验结果进行对比。结果表明,热管各测点温度相对误差不超过5.5%,温差发电器热端各测点温度相对误差不超过3.1%,证明了该模型方法的可行性和正确性。本研究为热管反应堆的数值模拟提供理论指导与方法支撑。     

Experimental simulation study on start-up of the 5 MW nuclear heating reactor

An experimental simulation study on the start-up of a low temperature, natural circulation nuclear heating reactor (5 MW developed by the Institute of Nuclear Energy of Tsinghua University, Beijing) is presented. The experiment was performed on the test loop (HRTL-5), which simulates the geometry and system design of the 5 MW reactor. The manifestation of different kinds of two-phase flow instability, namely geysering, flashing instability and low steam quality density wave instability on the start-up are described. The mechanism of flashing instability, which has never been well studied in this field, is especially interpreted. Based on the study of these instabilities, it is suggested that the start-up process, from initial condition to boiling operation condition, should consist of three steps: increasing of initial pressure by means of a noncondensable gas (N₂), start-up of the reactor at this pressurized condition (single-phase regime operation), and transition to a lower pressure, boiling operation. Three transition methods are discussed. As a result of these studies, the method of transition with low heat flux and low inlet subcooling is proposed. A stable start-up process of the 5MW reactor is achieved by careful selection of the thermohydraulic parameters.     

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。     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

高温钠热管传热性能试验研究

为获得高温钠热管传热性能,开展真空条件下钠热管启动性能和等温性能试验,获得了钠热管真空条件下启动速度与等温性能数据;开展强制冷却工况条件下传热性能试验,获得了钠热管声速限特性与试验工况下的最大传热功率。经试验验证,所研制高温钠热管在真空条件下,580 ℃时完全启动,启动用时20 min,轴向壁面温差低于11 ℃,等温性能良好;钠热管传热功率在工作温度为500～650 ℃时受声速极限限制,在650 ℃以上受携带极限限制;在750 ℃和850 ℃时,测得热管最大散热功率分别为4.78 kW与8.02 kW,对应的最大轴向热流密度分别为1.51 kW/cm²与2.53 kW/cm²。试验结果表明,所研制钠热管具有较强传热能力,可满足热管式核反应堆等工程应用需求。     

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。     

基于CFD方法的高温热管特性研究

高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学（CFD）分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小于40℃,相对误差在5%以内;其次,利用本文模型与方法对不同传热功率和倾角下的热管内部流场特性进行分析研究。研究表明,均匀加热条件下,蒸气腔内的速度在蒸发段接近线性变化,而在冷凝段,气体流速减小致使压强回升,同时,蒸气的流动压降和速度随加热功率增加呈下降趋势;在热管水平和倾角运行工况,热管内两相流动压降中液相压降均占主导;而气液间剪切效应中,气体流动速度为主导效应。本文模型可为热管堆等高温热管应用领域提供热管设计与分析方法。