超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。     

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴）进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。     

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。     

Hydraulics of Coolant Flow through Control Rod Channel in Very High Temperature Gas Cooled Reactor

Flow rate distribution and total pressure loss of a coolant flow through a control rod channel in the Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) were analytically and experimentally examined. Helium gas of atmospheric temperature was used in the experiment; and the total mass flow rates ranged 0.005～0.05 kg/s and the gas pressures ranged 0.14～0.42 MPa. Pressure losses and flow rates in the control rod channel were measured. An analysis was made by using a one-dimensional flow network model for the inner and outer channels and the gap. The analytical results agreed fairly well with the experimental results on the flow rate distribution and the total pressure loss in the control rod channel.     

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er₂O₃作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。     

Startup Thermal Analysis of a High-Temperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor

The startup systems of a high-temperature supercritical-pressure light-water-cooled thermal reactor (SCLWR-H), in which the core outlet temperature is 500°C and downward-flowing water rods are used as moderators, are studied by thermal-hydraulic analysis. The thermal analyses are carried out for various startup phases and detailed procedures for these phases are investigated. In constant pressure startup system, the reactor starts at supercritical pressure. A flash tank and pressure-reducing valves are necessary. The flash tank is designed so that the moisture content in the steam is less than 0.1%. In sliding pressure startup system, the reactor starts at subcritical pressure. A steam-water separator and a drain tank are required. The separator is designed by referring to those of supercritical fossil-fired power plants (FPPs). The maximum cladding surface temperature is restricted not to exceed the rated value of 620°C. The minimum flow rate is 25% for constant pressure startup and 35% for sliding pressure startup. Both constant pressure and sliding pressure startup systems are found feasible from thermal analysis. Because of lower flow rate than SCFR, of which the core outlet temperature is about 430°C, the component weight required is reduced in SCLWR-H. The sliding pressure startup system should be used to reduce the component weight and to simplify the plant system.     

混合能谱超临界水堆堆芯热工-物理性能分析

针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆（SCWR-M）进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能（包括燃耗性能）进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。     

基于Nyquist准则的超临界水冷堆热工水力系统稳定性分析

针对超临界水冷堆热工水力系统简化模型,采用微扰动线性化及Laplace变换的方法,对热工水力系统的非线性守恒方程进行线性化处理,推导出闭环系统传递函数。用Matlab软件对闭环系统进行了分析和仿真,得到模型闭环系统的稳定边界图,并分析了堆芯入口流速、加热段长度、重力加速度、入口节流系数对系统稳定边界的影响。结果表明,增大堆芯入口流速、加热段长度、重力加速度有利于系统的稳定,而入口节流系数对稳定性边界影响不大。     

Calculational Methods of Control Rod Worth for High Conversion Light Water Reactor

By making use of the isotope approximation; neglecting squares of relative mass differences among the isotopes, the authors derived analytically approximations to ordinary diffusion coefficients in a 3- and 4- component isotope mixture. Moreover, approximations to multi-component diffusion coefficients were given on the analogy of those to the 3- and 4-component coefficients, and these approximations were verified to satisfy constrains on the exact ordinary diffusion coefficients.

For 4-component mixture of uranium hexafluoride isotopes, ²³⁴UF_6- ²³⁵UF_6- ²³⁶UF_6- ²³⁸UF₆, composition dependences of the approximation were equal to those of the exact diffusion coefficients. In addition, relative errors between the exact and the approximations were less than 0.2% for 5-component mixture of krypton 80–82-83-84-86 isotopes.     

状态微分反馈控制与压水反应堆功率现有两种控制系统的等价性研究

本文提出了一种新型的反馈控制--状态微分反馈控制,并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性,这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明,所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。     

类四边形堆芯子通道内超临界水传热特性研究

基于类四边形堆芯子通道超临界水的传热试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2的超临界水冷反应堆（SCWR）类四边形堆芯子通道物理模型,采用SSG湍流模型,在p=23～28 MPa超临界压力范围,研究了子通道内超临界水的传热特性,分析了压力、质量流速和热流密度等热工参数对类四边形子通道内超临界水传热特性的影响。研究结果表明：采用SSG湍流模型数值研究计算得到的内壁温度与试验结果变化趋势一致。在拟临界区,随压力的增大,相应的换热系数峰值逐渐降低。质量流速的增加,在整个焓区均能明显加强子通道内传热现象。随热流密度的增加,内壁温度逐渐升高,对应的换热系数峰值降低,同时逐渐向低焓区方向移动。     

压水堆棒控系统数字化设计

系统采用西门子S7-400 PLC进行系统的总体控制,采用PROFIBUS-DP网络进行系统的通讯,实现了棒控系统的数字化控制,并对棒控系统的硬件设计、软件设计以及系统的调试进行了研究。该系统设计新颖,技术先进,符合国际发展趋势,对国产核电站数字化仪控系统的出口具有现实意义。     

超临界水冷堆开发现状与前景展望

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计.在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍.我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择.     

带格架四棒束超临界水流动传热数值分析

棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到的棒束壁面温度和实验结果吻合良好,定位格架的存在影响下游流体的速度分布,显著提高格架下游的传热特性,交混系数有大幅上升,使得加热棒周向壁面温度分布更加平均,最高温度出现位置发生改变。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。     

Experimental Study on Reactivity Worth for Absorber Material in High Conversion Light Water Reactor Using FCA-HCLWR Core Fueled with Enriched Uranium

Experimental study on reactivity worth for absorber material in HCLWR core has been carried out in a series of experiments using the Fast Critical Assembly (FCA) in Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). The central reactivity worth as well as the simulated control rod worth of B₄C with different ¹⁰B content and of Hf was measured in FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium. Both reactivity worths of B₄C increase with ¹⁰B content. These increasing trends do not saturate to 90% enriched B₄C. The Hf has the smaller reactivity worth than the 20% B₄C. The experimental values are compared with the calculated ones which obtained from JENDL-2 data and the SRAC system. The calculation predicts well the dependence of reactivity worth on ¹⁰B content and underestimates the reactivity worth ratios of the Hf to the 20% B₄C.     

高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验

在反应堆退役工程中使用高压水清洗技术对反应堆工艺运输水池、工艺房间、密闭水池和一些特殊设备进行了清洗去污。通过施工前的工程验证试验及工程施工，取得了高压水清洗技术应用于大型核设施去污的1套技术数据。同时针对特殊情况进行了技术改进，使该技术在核设施退役领域中得到进一步完善。