摘要：球床堆以高温气冷堆技术为基础,采用TRISO型包覆燃料颗粒,堆芯出口温度不受常规燃料元件包壳和冷却剂相变等因素限制,是一种理想的超高温空间热源。根据具体的空间核能需求,气体冷却剂可选用氢气或氦、氙惰性气体,其中氢气由于摩尔质量小、比冲大等特点,一般用在核热推进中。本文重点关注空间核电源及核电推进方面的应用,在调研国外空间核动力系统研究进展的基础上,对球床堆的概念设计方案、技术特点、堆芯结构布置、能量转换系统等进行简要介绍。结果表明,球床堆结合气体布雷顿循环可满足空间MW级电力需求,且系统比功率可达100 We/kg以上,具有明显的经济竞争优势,在空间技术应用中具有广阔的发展前景。

摘要：针对模块式高温气冷堆(MHTGR)核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。

摘要：在10MW高温气冷堆(HTR-10)氦净化系统中,设计并建造了用于取样收集一回路放射性石墨粉尘的实验系统。结合国外已有的研究结果,根据HTR-10氦净化系统的运行参数进行了模拟计算。计算结果表明,该实验系统能有效过滤收集到的放射性石墨粉尘。所设计的取样过滤器便于拆卸和后期测量,可实现对放射性石墨粉尘进行长期系统的研究,给出反应堆不同运行工况下一回路氦净化系统中石墨粉尘及固体裂变核素活度的信息,将为HTR-10高温气冷堆裂变产物行为研究提供大量重要的实验研究数据。

摘要：本文针对典型高温气冷堆乏燃料厂房在双发商用飞机撞击载荷下的响应及结构完整性开展研究,并探讨结构特性对撞击损伤的影响。对乏燃料厂房及飞机分别建立有限元模型,通过弹体-目标相互作用分析模拟了飞机撞击过程,综合IAEA与NRC的评价准则对乏燃料厂房在飞机撞击下的损伤程度进行评估。数值结果表明:厂房上对应于机身及发动机的撞击位置发生可接受的局部损伤;乏燃料贮存井墙体对于提高构筑物抗飞机撞击能力有重要作用。此外,构筑物外形对损伤有很大影响,圆柱形壳体的抗飞机撞击能力显著强于方形厂房,是核电厂厂房设计的优化方向之一。

摘要：高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。

摘要：核热推进是利用核反应堆产生的裂变能将氢气加热到高温高压状态,然后从喷管高速喷出产生巨大推力的新型推进方式,具有大推力、高比冲等特点,被认为是未来最有希望实现载人深空探测的技术之一。历史上有固体堆芯、液体堆芯以及气体堆芯等主要设计,其中固体堆芯技术最为成熟。总体来说,核热推进系统中反应堆尺寸较小、堆芯功率密度大、温度较高,因此需要有良好的热工水力设计来保证堆内的热量安全导出。本文通过对美国的NERVA、PBR和MITEE、CERMET堆芯以及苏联的RD-0410核热火箭发动机系统进行简单介绍,归纳总结了主要热工过程,并对这些过程中所涉及到的堆芯关键技术问题进行了分析,为今后我国空间核热推进系统的研究和设计提供一定的借鉴。

摘要：根据高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的设计准则,给出了高温气冷堆核电站计算机化运行规程的总体设计方案,指出计算机化运行规程系统的一个重要作用就是提供规程入口选择。高温气冷堆核电站的异常事件处理规程是基于事件的,因此选择规程入口的关键在于异常事件的识别。为解决该问题,采用具有图形描述能力和严密数学理论的模糊Petri网,构建了异常事件识别专家系统。相较于传统方法,模糊Petri网结构化特性和知识表达能力更强,推理效率大幅提高,便于计算机编程实现。通过典型异常事件识别的仿真,表明所构建的异常事件识别专家系统是合理可行的,为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制打下了基础。

摘要：冗余控制器广泛应用于核动力设施控制等对可靠度有特殊要求的场合。为有效提高双冗余控制器的可靠度,该文首先通过状态分析获得其全面的状态转移图,明确了影响可靠度的2种典型情况:"双主"冲突造成的整机失效和备机失效造成的冗余功能丧失。其次,针对上述2种情况提出了基于双通信链路的冗余切换方案和从机状态报告机制,以有效避免失效状况的发生。最后,基于Markov链建立了描述双冗余控制器可靠度的理论模型,并依据该模型对冗余控制器在改进前后的可靠度进行了分析评估。评估结果表明:所提方案可将冗余控制器的失效率降低近3个数量级。

摘要：球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数 keff 和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。

摘要：小型模块化反应堆(SMR)在“双碳”大背景下具有广阔的应用前景,对实现能源低碳化转型和能源技术变革等方面具有重要意义。它与常规轻水堆(压水堆和沸水堆)相比堆芯设计差异大,主要表现在小型堆运行功率低、压力低、流速低、堆芯高度低以及功率分布更畸形等,从而导致水冷SMR燃料组件临界热流密度(CHF)研究面临更多难点和挑战。本文综述了CHF机理模型研究、经验关系式研究、子通道分析程序开发等三个方面的发展现状,分析了小型模块式轻水堆CHF研究的特点和难点,并以清华大学研发的一体化全功率自然循环小型压水堆NHR200-Ⅱ为例,介绍了其临界热流密度分析的关键方法研究。