摘要：小型核电站具有规模小、投资成本低、功率可调节灵活等特点,用途比较广泛。核电站二回路系统变工况分析对优化核电机组运行模式和提升核电站经济效益具有重要意义。首先,该文针对某小型模块化反应堆核电站二回路系统,使用EBSILON软件搭建了系统模型;其次,在完成模型精确性验证后,使用该模型开展了变工况分析;最后,计算了不同功率水平、汽轮机背压、回热加热器切除方式下二回路系统的关键热力性能参数。结果表明:功率水平会对发电效率、热耗率、回热抽汽系数、高/低压缸出力份额等多项参数造成影响;对该影响的定量分析显示,适当降低汽轮机背压有利于提升机组性能,当功率水平为100%热耗率验收工况(turbine heat acceptance,THA)时,若背压设计值下调2.0 kPa,则二回路系统热耗率降低272.338 kJ·(kW·h)^(-1)。此外,回热加热器切除方式会影响二回路系统热力性能,但不同切除方式产生的影响不同。以主给水温度为例,高压回热加热器部分或全部切除将导致主给水温度降低30℃以上,但仅切除低压回热加热器L1基本不影响主给水温度。

摘要：为在设计阶段预测电磁轴承保护轴承的寿命,计算跌落过程中保护轴承的发热功率非常重要。很多场合下保护轴承无润滑或只有固体润滑,因此选择局部法,重点分析球与滚道之间的滚动弹性滞后、球自旋、差动滑动等机制引起的发热,推导了差动滑动发热功率解析公式。开展实际电磁轴承高速电机无制动自由跌落实验,实测轴心轨迹和保护轴承冲击力,利用实验数据计算了保护轴承发热功率,并与实测转子动能变化率对比。研究发现,在确定了保护轴承安装预紧力情况下,局部法计算的保护轴承发热功率与转子动能变化率在量级上相当,证明了理论计算可行性;球自旋发热最多,其次是球与滚道差动滑动发热,两者之和占总发热的主要部分,球与滚道弹性滞后发热较少。

摘要：燃料贮罐是高温堆新燃料供应系统关键设备。为探索最佳设计方案,提出燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计方法:选取燃料贮罐结构板厚作为设计变量,采用拉丁超立方采样(LHS)生成均匀采样点,通过数值计算获取跌落响应,通过混合径向基函数神经网络(RBFNN)-前馈神经网络(FFNN)构造代理模型;以最大塑性变形最小、成本最低、质量最小作为优化设计目标,同时约束球床作用下的径向位移膨胀,利用强度Pareto进化算法(SPEA-Ⅱ)求解优化问题。结果表明:燃料贮罐安全性明显提高,最大塑性变形可降低20.17%;经济性与轻量化效果较好,单罐成本可降低2128元,质量可降低12.54%。本文一体化优化方法能够为燃料贮罐设计提供参考。

摘要：贮存容器是核电厂燃料贮存系统的关键设备之一,在提升过程中可能因为机械故障直接跌落至地面导致容器受损与燃料泄露,因此新燃料贮存容器在设计阶段必须进行跌落安全测试。该文以HTR-PM600新燃料贮存容器为研究对象,采用FEM-DEM耦合方法模拟内部球床运动规律,计算燃料贮存容器在事故跌落工况下可能产生的最大破坏。计算结果表明:新燃料贮存容器在15m竖直跌落工况下包容边界不会发生破损,楼板不会被穿透,该燃料容器结构设计满足安全要求;冲击载荷下球床压力使得薄壁容器侧板产生最大35.26mm径向膨胀位移量;燃料元件与包容薄板最大瞬时相互作用力为6.295kN,远小于燃料元件破坏强度。

摘要：两相流稳定性是直流蒸发器重点关注的热工水力学问题。本文在已有频域理论模型的基础上,考虑到单相段和两相段管径的不同,建立了含流通面积改变的两相流稳定性频域理论模型。模型预测结果与HTR-10和HTR-PM螺旋管式直流蒸发器工程验证试验结果吻合较好。然后用所建立的模型及方法对比分析了倾斜直管、不同螺旋直径螺旋管及变管径直流蒸发器的两相流稳定性。对于大入口节流系统,当其他条件相同时,由于直管阻力系数小于螺旋管,所以具有相同倾角的倾斜直管比螺旋管稳定。对于大入口节流系统,增加螺旋直径后阻力系数降低,所以增加螺旋直径有利于系统的稳定性,但稳定性效果增加有限。相比于等管径设计,采用单相段内径小于两相段和过热段内径的设计可稍微提高系统的稳定性。

摘要：高温气冷堆采用超临界蒸汽发生器可以进一步提高发电效率。结合目前高温气冷堆示范工程亚临界直流蒸汽发生器的设计经验及高温气冷堆的发展规划,本文提出了超临界蒸汽发生器设计方案。基于高温气冷堆示范工程亚临界螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力程序,开发了针对螺旋管式超临界蒸汽发生器的一维稳态热工水力程序,并对比了不同超临界流体对流换热的经验关联式。结果表明,不同经验关联式对热工水力计算结果影响很小,这是因为一次侧氦气对流换热热阻对总热阻的贡献最大。然后采用该程序对超临界蒸汽发生器100%负荷工况和部分负荷工况进行了计算,得到了不同工况下一二次侧温度、速度、对流换热系数等参数的分布,并分析了这些参数的变化规律。二次侧对流换热系数在拟临界点附近达到最高值;由于氦气导热系数随温度的增加而增加,一次侧对流换热系数随温度的增加而增大。在传热管材料为T22的低温段,一次侧对流换热热阻占比超过65%;在传热管材料为800H的高温段,一次侧热阻与管壁导热热阻相当,二次侧对流换热热阻占比较小。由于密度变化较大,二次侧流速变化很剧烈,一次侧流速变化则较缓。针对100%负荷工况和部分负荷工况的水动力特性曲线的计算结果表明,当传热管入口不施加节流时,即使100%负荷工况的水动力特性曲线也具有负斜率区,且工作点处的正斜率较小,不利于流量分配及流动稳定性。需要在传热管入口设置合理的节流阻力系数来消除水动力特性曲线的负斜率区。保证高温气冷堆超临界蒸汽发生器在100%~30%负荷的水动力特性曲线不出现负斜率区的临界节流阻力系数为850~1600,并随功率的增加而减小。

摘要：研究氚在石墨中的扩散行为,对于理解和掌握核能系统中氚的输运过程有着重要意义。目前氚在石墨中扩散系数的测量实验较少,所得数据相差很大。本文利用10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)辐照石墨球,提出两种测量一定温度范围内氚在石墨中扩散系数的方法:一种是基于氚从石墨中的累积释放份额,另一种是基于氚从石墨中的释放率。在此基础上,设计了相应的实验系统,比较了两种测量方法的特点,基于累积释放份额的实验方法,适合对含有多种易于释放核素的介质材料进行测量,其近似公式的绝对误差在4×10^(-4)以内。此外,结合HTR-10上氚源项研究结果探讨了氚在辐照石墨球中扩散行为的影响因素,为未来HTR-10辐照石墨球中测定氚的扩散系数和掌握氚在石墨材料中的输运机制提供了重要研究基础。

摘要：在两相流系统中,流型影响系统的摩擦阻力和传热等特性,准确判定不同流型对于两相流的计算具有重要意义。对于窄缝通道内的气液两相流动,特别是矩形窄缝通道内流型转变准则,已有学者进行了一定的实验研究,但由于实验装置及工况的限制,目前尚缺乏统一且适用性较广的流型转变准则,已有的基于矩形通道的流型判定准则适用性也有待于进一步评估。本文以空气-水为工质,对竖直矩形窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则进行分析研究,基于1 168个流型实验数据,采用分界成功率对已有转变准则对于实验数据的适用性进行定量综合评价,并针对流型转变原理开展理论分析,引入无量纲数约束因子Co,建立考虑工质物性和流道尺寸、精度更高、适用范围更广的窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则。本文结论可为反应堆换热元件和紧凑式换热器设计计算提供依据。

摘要：非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。

摘要：核反应堆蒸汽发生器二次侧的流动不稳定现象不仅会影响控制系统,而且会使设备结构的压力边界疲劳损坏。两相流不稳定性的表现形式多样、影响因素众多、机理复杂、研究方法种类多,一直是蒸汽发生器和两相流领域的经典问题之一。首先,该文介绍了两相流不稳定性的常见分类和3种典型不稳定性的机理,包括流量漂移、密度波型脉动和压力降型脉动。其次,从守恒方程出发,总结了各种研究方法。再次,系统性总结了3种典型不稳定性的研究现状,并重点介绍了清华大学核能与新能源技术研究院堆工团队的工作。然后,该文提出了使用新无量纲数描述复杂过热系统,包括两相数、过热数、无量纲泵数和无量纲旁通数,明确和统一了Froude数、摩擦数、管长和管径等对密度波型脉动的影响规律,并解释了此前研究中矛盾的结论。同时,该文给出了有关模型简化和边界条件对稳定边界影响的理论推导和证明,并明确了实验室小规模单管或简化并联管试验段及工程验证试验回路与实际核电厂蒸汽发生器及二回路系统之间的替代条件。最后,该文介绍了高温气冷堆示范工程(high temperature gas-cooled reactor-pebble bed module, HTR-PM)蒸汽发生器如何通过设计来避免不稳定性问题。