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：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：高温气冷堆的反射层和隔热层主要由数量庞大的石墨砖和碳砖组成,在地震或冲击载荷作用下,部件之间可能发生滑移和碰撞,影响其结构完整性。简化的数值分析模型是研究这种大规模散体结构的重要手段,而其中模拟碰撞的非线性连接单元参数对分析的收敛性和结果的准确性至关重要。本文对高温气冷堆中石墨构件的3种典型碰撞形式进行了实验研究,测量得到了各碰撞模式下碰撞时间和恢复系数与碰撞速度的关系。针对碰撞实验中边界条件与堆内实际构件的差别,采用商业有限元分析软件ABAQUS对不同碰撞形式进行了数值分析,进一步获得了更为准确的碰撞特性,并通过改进的Hertz碰撞模型对实验和数值结果进行分析,得出了非线性碰撞连接单元的等效刚度系数和等效阻尼系数。最后利用数值分析方法进行了与堆内构件设计相关的质量和间隙尺寸对碰撞单元等效刚度系数和等效阻尼系数的详细研究,为高温气冷堆石墨和碳堆内构件的设计提供参考。

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：液滴尺寸分布是冷凝换热的关键参数。对超疏水表面上液滴尺寸分布的研究,有助于理解弹跳凝结换热机理,以及优化超疏水表面的结构设计。考虑弹跳冷凝液滴成核、生长、合并和脱落过程,本文对超疏水表面上的液滴弹跳凝结过程进行了数值模拟研究。在本研究的数值模拟方法中,液滴弹跳判据基于实验拟合动能转换系数,从而扩大了模型算法的应用范围。相比于理论模型,本文的数值模拟结果与实验结果更加吻合。结果展示了凝结核初始位置分布与凝结核密度对尺寸分布的影响,以及凝结核密度同液滴平均数密度之间的关系。

摘要：10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的平衡关系,为HTR-10设计了多个稳态超高温运行工况,运用改进的热工模型分析了初装堆芯下各工况的堆芯温度场,给出其分布特征,并讨论了燃料分布不均匀性对堆芯最高温度的影响。结果表明:当堆芯出口冷却剂温度达到1000℃,且假设最高温度区燃料球和石墨球分布的不均匀程度达到极限时,堆芯最高温度仍未达到燃料温度限值。

摘要：本文针对高温气冷堆动力转换单元设计了3种联合循环方案,并将3种循环方案在反应堆出口温度900℃的情况下与闭式Brayton循环进行比较。结果表明:闭式Brayton循环在反应堆出口温度较高时,相应反应堆入口温度也较高,这受到反应堆压力壳材料限制,且所需压气机压比较大;联合循环方案的反应堆入口温度低于370℃,反应堆压力壳可使用SA533钢材,无需内壁冷却,且所需压气机压比较小。方案比较显示,提高联合循环效率需增加下位循环出力。方案3的上位循环是简单Brayton循环,下位循环是再热Rankine循环,循环效率可达50.1%。

摘要：驰振是一种气动不稳定现象,可能导致结构发生剧烈振动而失效。高温气冷堆蒸汽发生器内传热管束处于高速氦气的环境中,其截面为带圆角的方形。为研究这种特殊截面管束的驰振问题,基于准稳态模型推导获得的稳定性判据,采用CFD方法建立二维数值模型,获得不同攻角下的静态流体力数据,并利用此数据研究结构的驰振稳定性。结果表明,圆角结构对结构的驰振稳定性影响较大,能显著减小流体阻力系数,进而降低了结构发生驰振的临界流速;同时,较大的圆角半径会缩小结构可能发生驰振失稳的攻角范围。本文研究为高温气冷堆传热管束的设计提供依据。

摘要：抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一,通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究,讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用,对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明,在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度,在1 000次样本数量时,两种抽样方法计算结果均可达到收敛。

摘要：我国正在推进高温气冷堆核动力厂法规体系的建设,《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》是拟编制的核安全导则之一。本文回顾了轻水堆核动力厂相关法规的发展与现状,理清了安全评价、安全分析、独立验证等术语的定义,明确了它们在整个设计过程中的关系,对现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性进行了分析,为拟编制的导则提供了参考。