高温气冷堆氦气透平直接循环发电技术进展

模块式高温气冷堆是一种先进的、具有固有安全性的新型反应堆,其冷却剂氦气的出口温度可高达９５０℃,可以采用气体透平发电技术,以提高发电效率。美国和南非分别提出了两种高温气冷堆氦气透平直接循环发电方案。他们所使用的氦气透平技术主要基于现在的重工业燃气透平技术和航空发动机技术。本文介绍了这两种技术的区别及氦气透平机设计制造中存在的问题。同时认为由于气体透平的效率比蒸汽透平高得多,所以氦气透平直接循环发电     

高温气冷堆氦气轮机基本特性研究

高温气冷堆氦气轮机循环被认为是将来核能发电领域中最有潜力的方案之一。首先对高温堆氦气轮机循环进行分析和优化 ,然后着重从热力学和气体动力学角度研究氦气轮机的基本特性。结果表明 ,氦气轮机有两个主要设计特点不同于通常的燃气轮机 :一个是叶片级数多 ;另一个是叶片高度低 ,这些特性分别由氦气的物性和闭式循环的高压所导致。     

高温气冷堆氦气透平直接循环的Exergy分析

针对100MW电功率的氦气透平直接循环的设计，对循环各个部件分别进行了热力学第一和第二定律分析。给出了各个部件的输入和产出Exergy公式，计算了Exergy损失分布表，并和按照传统分析方法分析的结果进行了比较。结果表明，一半以上的Exergy损失发生在堆芯部分，而由预冷器、压气机和间冷器组成的压缩系统所占Exergy损失比重，比按照第一定律计算的能量损失份额结果小的多；循环Exergy损失主要原因是能量形式的转换和不可逆换热。系统Exergy效率略高于热效率。     

高温气冷堆氦气透平直接循环启动参数分析计算

开发了包括堆芯、蒸汽发生器、透平、压气机及换热器等模块在内的高温气冷堆氦气透平直接循环系统的稳态计算程序。对系统的启动过程进行了模拟分析,并对压气机的喘振问题进行了分析,考虑了换热能力、温度和压力的影响。结果表明：在变负荷过程中压气机有足够的安全裕度。     

间接氦气透平循环高温堆紧急停堆动态仿真

通过对10 MW高温气冷堆氦气透平发电装置(HTR-10GT)的堆芯、热交换器和透平压气机组等主要设备的数学建模和程序编制,初步建立起了一套模拟该装置瞬态特性的仿真程序.通过对该装置于5s时刻堆内引入0.1$阶跃正反应性引发的紧急停堆事故的瞬态模拟,初步验证了该装置紧急停堆预案设置的安全性和合理性,证明了旁路快开阀的设...     

高温气冷堆气体透平循环方式的技术评价

气体透平循环被认为是高温气冷堆发电的发展方向。循环方式包括直接循环，开式间接循环和闭式间接循环，工质包括氦气，空气和氮气，对于每一种循环都进行了热力学分析和优化计算，并对透平压气机进行了气动设计，研究结果表明，氦气直接循环是一个理想的选择，但是基于现有技术水平难度较大，氦气和氮气闭式间接循环是目前比较现实的方案，可以实现气体透平循环的设想并为将来的直接循环做技术积累。     

高温气冷堆简化型联合循环特性研究

高温气冷堆具有900~1000℃的出口温度而使其具备采用联合循环发电的潜力。在典型高温气冷堆氦气 蒸汽联合循环中,氦气回路多采用预冷器等设备以降低压气机入口温度和压缩功,但这也使反应堆的入口温度过低而影响联合循环效率的进一步提高。为提高循环效率,对联合循环中的预冷器对循环效率的影响进行了热力学分析,提出了联合循环中是否需设置预冷器的判据,并根据这一判据提出了一种简化型联合循环,即无预冷器的联合循环。简化型联合循环的优化结果表明,在950 ℃的反应堆出口温度下,其循环效率可达52.2%,较典型联合循环的效率提高了1.4%,较回热循环的效率提高了1.7%。与回热循环相比,在反应堆出口温度较高而其入口温度要求较低的工况下,简化型联合循环更具有优势。     

高温气冷堆联合循环技术潜力研究

模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着重从今后10～20年技术潜力的角度研究高温气冷堆联合循环技术,并给出各种堆芯出口温度条件下的循环方案。例如,堆芯出口温度为1050℃,循环效率可达51.4%。     

气体透平氦气模块堆的事故分析

气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明,稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值,ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热,保证反应堆安全。     

10MW高温气冷堆90°弯头内氦气流动特性分析

为了在10MW高温气冷堆中引入弯头传感器,通过实验和数值模拟的方法对90°弯头内流体的流动特性进行了研究,以实验获得的弯头内弧面和外弧面上的压力分布数据来对CFD模型计算的可信性进行评估,并应用验证后的CFD模型对高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性进行数值模拟。通过对比实验数据和CFD模拟结果发现,实验结果与数值模拟结果基本趋于一致,90°弯头内、外弧面的压力呈现明显的不均匀分布现象,在弯曲角度α=30°~50°之间,内、外弧面的压力差达到最大值并持续保持一段位置,k-ω模型能用于预测10 MW高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性。     

HTR-10 GT辅助轴承保持架振动特性研究

在10 MW高温气冷堆氦气汽轮机发电系统(HTR-10 GT)中,辅助轴承作为磁力轴承支承失效后转子的辅助支承装置,是整个转子系统最重要的安全保障.针对辅助轴承的工作特点,采用有限元方法进行了建模分析,研究了辅助轴承中保持架的离心应力和自由振动特性,讨论了不同结构参数对保持架振动特性的影响.结果表明,保持架上的最大离心应力发生在侧梁中点处;在辅助轴承工作状态下,较易引发低频的振动模态;对保持架尺寸以及兜孔数的合理选择有助于提高保持架的性能.     

核动力装置蒸汽轮机的广义预测自校正控制仿真研究

为了进一步提高核动力装置蒸汽轮机的动态控制性能,在阐述了核动力装置蒸汽轮机的数学模型的基础上.提出将广义预测自校正控制算法应用于蒸汽轮机的转速控制中,包括控制结构和控制器设计.仿真结果显示当蒸汽轮机经历较大的工况变化过程时,广义预测自校正控制律比经典PID控制律下的蒸汽轮机相对转速变化响应要快10 s左右,而经典PID控制律下的相对转速值要比广义预测自校正控制律多出1%～2%的超调.表明所采用的广义预测自校正控制算法能够较好的控制核动力蒸汽轮机转速的输出,可以获得较好的控制效果.     

2020年前我国核燃料循环情景初步研究

根据我国核电现状和中短期发展规划,对2020年前我国核电规模提出了三种预测方案,并根据各种方案对压水堆电站的核燃料循环情景进行了计算。重点研究了压水堆核电所需的铀资源、分离功,卸出的乏燃料以及乏燃料中Pu和次要锕系元素(MA)的产生量。     

Assessment study of the coupled code RELAP5/PARCS against the Peach Bottom BWR turbine trip test

The modeling of complex transients in nuclear power plants (NPP) remains a challenging topic for best estimate three-dimensional coupled code computational tools. This technique is, nowadays, extensively used for simulating transients that involve core spatial asymmetric phenomena and strong feedback effects between core neutronics and reactor loop thermal–hydraulics. In this framework, the Peach Bottom BWR turbine trip experiment 2 is considered. The test involves a rapid positive reactivity addition into the core generated by a water hammer load. To perform a numerical simulation of such phenomenon a reference case was calculated using the coupled code RELAP5/PARCS. An overall data comparison shows good agreement between calculated and measured pressure wave trend in the core region. However, the predicted power response during the excursion phase did not match correctly the experimental tendency. For this purpose, a series of sensitivity analyses have been carried out to identify the most probable reasons of such discrepancy. It was found out that the uncertainties related to the cross-sections modeling and to the thermal–hydraulic closure relationships are the main source of the incorrect power feedback response during the transient.     

A study on the boron injection initiation temperature curve of BWR

Boron injection initiation temperature (BIIT) provides important information for the safe shutdown of the reactor using boron injection system during anticipated transient without scram (ATWS). The purpose of this paper is to study BIIT curve of boiling water reactor owners’ group (BWROG). The unreasonable and non-conservative parts of BIIT are pointed out and suggested modifications are made. The starting reactor power of BIIT is increased in order to meet the actual application. The lower limit of suppression pool temperature of BIIT is revised for conservative operation during ATWS conditions. Analysis of the effects of maximum temperature capacity of the suppression chamber and concentration of boron in standby liquid control tank shows that BIIT is decreased by adopting a more conservative value of maximum temperature capacity of the suppression chamber. Consequently, early boron injection is anticipated. For system with automatic boron injection system, BIIT is not required.