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：HTR-PM（high temperature reactor-pebblebed modules）主氦风机是高温气冷堆的重要部件,使用氦气作为工作介质。由于空间结构限制,主氦风机采用了自带风冷的一体化结构,通过专设冷却装置将电机热量带出。为了能针对性地设计辅助叶轮,需要得到电机冷却流道的流动特性和传热特性等热工参数。该文针对主氦风机特殊的冷却流道进行了实验研究,通过对氮气工质下的实验获得了HTRPM的特殊风冷系统的流动特性和传热特性,并向氦气工质下的特性进行类推。根据实验分析和理论计算,给出了冷却系统的优化方案。该方案将为下一步HTR-PM主氦风机辅助叶轮的设计和优化提供重要基础。

摘要：国产镍基高温合金GH3128在高温下具有良好的强度,有望成为超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)核心部件中间换热器(intermediate heat exchanger,IHX)的主要结构材料。该文针对美国机械工程师协会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)标准应用于GH3128时无法在全温度段得到一致可靠设计余量的不足,采用正态分布直接计算的方法,通过整体多项式、分段多项式以及分段指数这3种拟合方式,对拉伸性能设计许用值进行了计算。分析结果表明:针对现有的GH3128拉伸性能数据,应分别采用分段多项式拟合及分段指数拟合来求抗拉强度和屈服强度的设计许用值,并且这种方法给出的设计许用值曲线可以在全温度区间给出一致可靠的设计余量,可作为超高温气冷堆中间换热器结构设计的参考依据。

摘要：当高温气冷堆发生假想事故导致停堆后,堆芯热量将通过冷却系统载出。由于系统设计和蒸汽发生器系统材料等要求,需在冷却水注入前将蒸汽发生器二次侧卸压。本文选用清华大学核能与新能源技术研究院设计的200 MW高温气冷示范堆(HTR-PM),利用热工水力瞬态分析系统程序对其蒸汽发生器二回路系统进行建模,并针对事故后蒸汽发生器不同卸压阀门设计下的热工瞬态过程进行数值模拟,计算和分析了蒸汽发生器换热管等部件在瞬态过程中的温度变化,为相关系统的应力分析和设计提供参考。

摘要：高温气冷堆的余热排出系统为非能动式系统,是一回路舱室冷却系统的组成部分之一。本文建立了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统在反应堆舱室内结构的三维模型,模拟HTR-10运行过程中余热排出系统的工作状况。在HTR-10上进行余热排出系统试验,获得了HTR-10在最高热功率为3 MW条件下余热排出系统的相关数据。将试验数据与模拟结果进行比对,结果表明:模拟结果与试验数据存在偏差。通过分析,提出从模型设计、工况适应性两方面对模型进行优化。

摘要：研究凝结初期纳米液滴在固体表面纳米液滴的尺寸分布特征,不仅有助于揭示纳米结构表面凝结换热的微观机理,同时还可为纳米结构表面的设计提供参考依据。借助分子动力学模拟,考察了体系温度、固体表面亲水性对光滑和纳米方柱结构表面纳米液滴尺寸分布特征的影响。结果表明:系统温度升高,表面大液滴比例降低,表面液滴覆盖率下降;表面亲水性增强,表面大液滴比例增加,表面液滴覆盖率增加;纳米结构表面相对光滑表面更易出现小尺寸液滴。

摘要：堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。

摘要：以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况，研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明：在安全阀误开启、堆外断管事故中，堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大；而在负荷跟踪瞬态工况中，上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高，从而影响反应堆安全。因此，在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下，确定上部气空间的合理体积范围为1-2m^3。

摘要：蒸汽发生器两根传热管双端断裂是模块式高温气冷堆(HTR-PM)典型的超设计基准事故,事故可能会导致氢气在反应堆舱室内的聚集,产生爆燃甚至爆轰的风险。本文使用反应堆流体计算程序GASFLOW,模拟了两根传热管断裂后排放到蒸汽发生器舱室以及反应堆舱室内的气体的输运及分布,并利用氢气燃爆分析程序COM3D进行了舱室内的氢气燃烧分析。计算结果表明,两根传热管断裂事故排放的氢气含量很小,舱室内氢气浓度最大不超过0.1%,如此低浓度的氢气不会发生燃烧爆炸。

摘要：主控室噪声是核电厂运行安全关注的重要问题之一。本文基于结构有限元模型和声学边界元模型,探究主蒸汽管道振动对高温气冷堆主控室内噪声的影响。建立了某高温气冷堆概念设计核岛厂房的频响分析有限元模型与主控室频域声学边界元模型,预测结构传递主蒸汽管道振动主导的主控室噪声水平;探究不同主蒸汽管道对主控室内声压级的影响规律,并基于声学贡献量分析,识别对主控室噪声贡献最大的墙壁振动;提出了通过物理隔断进行主控室振动噪声优化的方法。结果表明,主蒸汽管道水平振动在主控室内产生的噪声高于竖直振动;主蒸汽管道振动引起的最大噪声超过60 dB;主控室靠近主蒸汽管道隔离阀间的墙壁与天花板对室内噪声的声学贡献量最大;通过物理隔断可大幅降低主控室内部噪声水平。