摘要：为获得高温气冷堆核电站电气设备绝缘设计所需基础数据,本文设计了一套测量高压氦气绝缘性能的装置.利用该装置进行了15—20℃,0.1—7 MPa氦气,间距0.25,0.35,0.5 mm平行极板击穿实验.实验表明:氦气的绝缘性能远低于空气;气压越高,氦气的击穿电压越大,3.0 MPa氦气的击穿电压与常压空气基本一致;根据低气压实验数据和巴申定律推导的公式,在高气压下计算值偏大,且偏差随着气压和间距乘积的增大不断增大;提出了可计算0.1—7 MPa氦气击穿电压的简易公式,同时修正了高气压氦气的巴申公式,并进行了理论分析.

摘要：近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。

摘要：核热泉堆是一种熔盐球床概念设计堆,具有满功率自然循环特性,中间换热器一次侧是一回路中除堆芯外主要的阻力来源。为降低中间换热器的阻力,提高换热效率,采用计算流体力学方法（CFD）对中间换热器单元流道的流动及其传热特性进行数值模拟,并构建换热器翅片阻力因子、Colburn因子和综合评价因子的响应面,利用多目标遗传算法对翅片的尺寸进行优化设计,并根据优化后的翅片尺寸基于Aspen软件进行换热器优化设计。优化后的换热器体积减小了30%。

摘要：破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。

摘要：控制棒水压驱动技术是清华大学核能与新能源技术研究院具有自主知识产权的一项新型发明专利技术,组合阀属于该项技术的关键部件。组合阀由3个直动电磁阀组成,电磁阀的性能直接影响组合阀的性能,从而影响控制棒水压驱动技术的运行性能。本工作运用二次回归正交试验拟合方法和复合形优化方法,对直动电磁阀的参数进行了设计和分析,并进行了部分实验验证。分析结果表明:输入直动电磁阀的电流数值对电磁力大小影响最大;通过优化方法可以得出直动电磁阀的优化设计参数和最大电磁力。

摘要：由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。

摘要：核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。

摘要：高温气冷堆(HTGR)是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型,具有第四代核能系统的技术特征,其核蒸汽供应系统(NSSS)复杂的非线性特性,对控制策略的设计提出了挑战。另一方面,T-S模糊控制方法在复杂非线性系统的控制方面存在巨大优势,因此在高温气冷堆核蒸汽供应系统中应用T-S模糊控制方法,可能会获得较传统线性控制方法更好的控制性能。本文提出了一种T-S模糊控制器的系统化设计方法,首先建立高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制系统模型;然后基于李雅普诺夫方法,得到T-S模糊控制系统的双线性矩阵不等式(BMI)形式的全局渐近稳定条件;最后通过局部最小化算法求解双线性矩阵不等式,得到T-S模糊控制器的参数。仿真结果表明,按照这一系统化方法设计的T-S模糊控制器较传统的线性PI控制器表现出更好的控制特性。

摘要：高温气冷堆控制棒缓冲器是缓解极端事故工况下驱动线断裂产生控制棒跌落冲击的塑性变形吸能设备。利用经典圆柱壳轴压吸能模型设计出一种满足实际工况的薄壁壳结构,采用J-C本构模型,利用ABAQUS/explicit对该薄壁壳结构及控制棒建立有限元模型来模拟碰撞过程。基于分析结果,设计并进行了控制棒跌落试验。试验结果表明,全尺寸缓冲器受等重试验棒冲击后发生稳定渐进屈曲,有效缓冲了控制棒跌落冲击,其底部石墨结构未发生破坏,同时分析结果表明试验模型能包络代表实际反应堆中的跌落情况。

摘要：在碳中和大背景下,能源结构转型已经成为世界能源体系发展的大趋势。核能能够有效填补煤炭减退过程中的电力及热力缺口,同时实现电力和供热领域的低碳化,具有布局灵活、应用广泛、不受气候环境和市场供应影响等优点,是保障国家能源安全的重要手段。热管是一种非能动的高效换热元件,具有运行温度范围广、结构紧凑、工作稳定可靠和安全性高等优点,应用于航空航天、能源和化工等多领域。热管多领域、多尺度、多环节地服务核工业,在先进核能发展进程中发挥了重要的作用。该文对先进核能概念设计和先进核能应用中的热管技术进行了综述,详细阐述了高温金属热管和热管冷却反应堆的设计概念和应用前景,介绍了核安全设施和核能城市服务设施中的热管,并提出先进热管技术展望。