SCWR热工水力和安全分析研究现状与进展

合集下载

大学热工水力学课程设计

Southwest university of science and technology 专业课程设计设计报告从反应堆热工水力学分析福岛核电站事故学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名施光威学号20090706指导教师吕会议老师二〇一二年六月西南科技大学专业课程设计报告摘要介绍了福岛核电站的历史、热工水力学结构以及福岛核事故的原因、发展、结果，对福岛核事故进行了简介的分析。

对事故背景，事故起因，事故发展，事故影响以及事故的反馈惊醒了简绍。

在热工水力学方面分析事故的发生，事故时核电站内各种事故因素的微量变化，分析出福岛核事故严重后果的内部原因。

叙述了以后核电站的发展前景、安全注意事项以及重大核事故的严重预警。

总结了分岛核事故爆发的外部因素和以后的核电站的安全注意事项，对以后的核电站事故安全需要将强注意，在核安全方面提高注意，以及对工作人员的素质必须加强要求。

关键词：沸水反应堆福岛核事故热工水力AbstractIntroduced the history of nuclear power plant,thermal hydraulics structure and nuclear accident causes,development,the results of nuclear accidents,the profile analysis.On the background of accident,accident,accident,accident and accident feedback awakened Jane shao.The thermal hydraulic analysis of accidents,accident in nuclear power plant accident factors trace changes, analysis of nuclear accident consequences of internal cause.The future prospects for the development of nuclear power plant,safety precautions and the major nuclear accidents early-warning.Summary of the divided Island nuclear accident outbreak of external factors and future of nuclear power plant safety precautions,for future nuclear power plant accident safety requires strong attention,in nuclear safety to improve attention,as well as on staff quality must strengthen requirements.Key words ：Boiling water reactor Nuclear accident Thermal hydraulic目录前言 (4)1.福岛核事故及事故简介1.1. 福岛核电站发展历史 (4)1.2. 福岛核事故进程 (4)2.福岛核事故分析 (9)2.1. 堆芯融化 (9)2.2. 关于 (10)2.3. 消氢措施 (11)2.4. 高放废水 (11)3. 核事故内部分析 (12)3.1.堆芯余热 (12)3.1.1 堆芯余热从哪里来 (13)3.1.2 如何把热量带走 (13)4. 核，安全吗？ (14)4.1.什么是核安全 (14)4.2.核安全风险分析 (15)5.总结 (16)参考文献 (18)前言福岛核电站发生的爆炸属于化学爆炸，是由泄漏到反应堆厂房里的氢气和空气反应发生的爆炸。

核电站中的热工水力系统分析

核电站中的热工水力系统分析热工水力系统是核电站中至关重要的系统之一，它在核反应堆运行过程中起着关键的作用。

本文将对核电站中的热工水力系统进行分析，旨在深入探讨该系统的工作原理、问题及解决方案。

一、热工水力系统的工作原理热工水力系统是核电站中用于传输热能的重要系统。

它通过水循环的方式将核反应堆中产生的热能转化为其他形式的能量供应给电力发电系统。

核电站的热工水力系统主要由冷却剂回路和蒸汽回路两部分组成。

冷却剂回路负责将核反应堆中的热能带走，并通过冷却塔将冷却剂冷却后再循环使用。

蒸汽回路将冷却剂中的热能转化为蒸汽，并通过汽轮发电机组产生电力。

二、热工水力系统存在的问题然而，核电站中的热工水力系统也存在一些问题，这些问题可能对核电站的运行效率和安全性产生影响。

1. 冷却剂泄漏问题在核反应堆运行过程中，由于各种原因，冷却剂可能会发生泄漏。

冷却剂泄漏不仅会导致核反应堆无法正常工作，还可能对环境造成严重污染。

为了解决这个问题，核电站需要建立完善的监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏。

此外，应加强对冷却剂管道的检修和维护工作，确保其正常运行。

2. 蒸汽回路效率低下核电站中的蒸汽回路在转化热能为电能的过程中存在能量损失的问题，导致整个系统的效率下降。

针对蒸汽回路效率低下的问题，可以考虑采用高效的汽轮发电机组，并优化蒸汽回路的结构和设计，减少能量损失。

3. 热能传输效果不佳在冷却剂回路中，热能的传输效果对核电站的运行效率至关重要。

如果在热能传输过程中存在能量损失或热能无法充分利用的问题，将会导致核电站的能量损失和运行效率下降。

为了解决热能传输效果不佳的问题，可以考虑加强对热交换设备的维护和管理，确保其正常运行。

此外，还可以采用先进的热能传输技术，提高热能的利用效率。

三、热工水力系统的解决方案针对核电站中热工水力系统存在的问题，可以采取以下解决方案：1. 强化监测与维护建立健全的冷却剂泄漏监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏问题。

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。

它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。

SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。

在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。

SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。

SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。

SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。

该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。

超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。

系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。

装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。

超临界水冷反应堆

1、超临界水及其特征水的热力学临界点在22．12MPa(临界压力)、374．3 OC (临界温度)。在临界压力以下，水在定压条件下被加热，其温度上升到相应的饱和温度时，产生水和蒸汽共存的沸腾现象，直到全部水被蒸发后，系统的温度再上升成为过热蒸汽。而在临界压力条件下，水和蒸汽的性质变得相同。在超临界压力下加热水，具有压缩水性质的单相流体将连续平滑地转变成具有类似过热蒸汽性质的单相流体。亦即，液相和汽相共存的湿蒸汽领域完全消失一超临界水不存在相变，只有单相，其热力学性质更“像”过热蒸汽。超临界压力下上的水，在临界点温度以上—个温度范围内，其热物理性质如焓、密度、定压比热都发生急剧变化。
水冷反应堆(压水反应堆和沸水反应堆)是目前世界核电站主流反应堆型，作为冷却剂的水是工作在临界点之下。超临界水冷反应堆是待开发的第四代堆型，在高于水的热力学临界点的工况下运行，是一种高温高压的水冷反应堆，冷却剂的参考热工参数为25MPa／280 OC ／570 OC (压力／进口温度／出口温度)。超临界水冷反应堆的研发历史可以追溯到20世纪60年代，不比超临界火电技术起步晚多少。在核裂变能开发利用过程中，工作在临界点以下的水冷反应堆首先被开发成功并推广应用，犹如亚临界工况下的火电厂。随着全球范围核电再次被关注，追求更高的热循环效率，核能界也把目光投向超临界水冷反应堆。超临界水冷反应堆核电站的核岛，很多技术基于现有水冷反应堆；而常规岛，更可以直接借鉴超临界／超超临界火电厂的技术，自主化的百万千瓦级超临界／超超临界火电机组也已在我国推广应用。事实上，超临界水冷反应堆是目前水冷反应堆进一步演变的结果，压水堆 (PWR)一沸水堆(BWR)一先进沸水堆 (ABWR)一经济简化沸水堆 (ESBWR)一超临界水冷反应堆(SCWR)，它是一种最简化的一体化水冷反应堆。

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

变化对中子学计算的影响。
能够描述多种复杂几何形式的方形组件，满足组件选型要求； ②能够进行调棒临界．燃耗计算和换
料计算，满足ＳＣＷＲ的反应性控制方式和设计要
收稿日期：２０１２－１０ — ２１：修回日期：２０１２．１１－１９
堆芯概念设计。
关键词：超临界水冷反应堆；稳态物理．热工水力耦合；概念设计；ＣＡＳＩＲ
中图分类号：ＴＬ３６４文献标志码：Ａ
１引言
超临界水冷反应堆（ＳＣＷＲ）运行在水的热力学临界点（３７４ ℃，２２．１ＭＰａ）之上，堆芯冷却剂人口温度约２８０ ℃，出口温度约５００ ℃，在２５ＭＰａ的运行压力下，堆芯中冷却剂的密度变化范围较大，从堆芯人口处的Ｏ．８ｇ／ｍ。变化为堆芯出口的０．１ｇ／ｍ。，因此，即使在堆芯稳态运行工况
稳态物理．热工水力耦合计算的程序系统ＣＡＳＩＲ。ＣＡＳＩＲ由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于ＳＣＷＲ燃料组件计算的子通道热工．水力程序组成，具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对ＣＳＲ１０００双流程的ＳＣＷＲ首循环堆芯，通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式，初步验证ＣＡＳＩＲ计算ＳＣＷＲ堆芯中子学问题的准确性；通过ＳＣＷＲ堆芯燃耗模拟，以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度（ＭＣＳＴ）满足设计限值的测试，表明ＣＡＳＩＲ满足ＳＣＷＲ堆芯设计的要求，可应用于方形燃料组件的ＳＣＷＲ

反应堆热工水力特性分析与设计研究

反应堆热工水力特性分析与设计研究引言反应堆热工水力特性是设计与研究反应堆核心的重要方面。

反应堆是一种利用核能进行能量转化和控制的设备，因此对其热工水力特性的分析与设计至关重要。

本文将对反应堆热工水力特性的分析与设计进行研究，并探讨其在核能利用过程中的重要性。

1. 反应堆热工水力特性分析1.1 反应堆热工水力循环反应堆热工水力循环是反应堆系统中热能转移的重要环节。

通过循环系统，热能可以在核燃料与冷却剂之间进行传递。

热工水力循环的设计应考虑冷却剂的流动和热能转移效率，以满足反应堆的运行需求。

常见的热工水力循环包括单相流循环和两相流循环。

1.2 反应堆热工水力特性分析方法反应堆热工水力特性的分析通常通过数值模拟和实验方法进行。

数值模拟可以通过计算流体力学（CFD）等方法来模拟反应堆内部的流动和热传导过程，以获得反应堆的热工水力特性参数。

实验方法可以通过搭建实验装置来观测和测量反应堆内部的流动和温度分布情况，以验证数值模拟结果的准确性。

2. 反应堆热工水力特性设计研究2.1 热工水力特性参数设计在反应堆的设计过程中，重要的一步是确定热工水力特性参数。

这些参数包括热流密度、冷却剂流速、冷却剂温度等。

热工水力特性参数的选择将直接影响反应堆的工作性能和安全性。

因此，需要通过理论分析和实验研究来确定这些参数的合理取值。

2.2 热工水力特性优化设计反应堆的热工水力特性优化设计旨在提高反应堆的热能转移效率和热功率密度，以提高反应堆的运行效率和能源利用效率。

优化设计可以通过改变反应堆的几何形状、流动通道的设计和材料选择等方法来实现。

通过优化设计，可以使反应堆具有更好的热工水力特性，提高反应堆的运行稳定性和安全性。

3. 反应堆热工水力特性在核能利用中的重要性反应堆热工水力特性在核能利用中起到至关重要的作用。

合理设计和控制反应堆的热工水力特性可以提高核能的利用效率和安全性。

同时，热工水力特性的分析与设计研究还可以为核能发电领域的技术创新和发展提供科学依据。

liuyuekun

超临界水冷堆SCWR现状调查、事故分析方法核科学技术学院核工程与核技术083班刘栎锟20084530344摘要：热中子和快中子谱两种超临界水冷反应堆（SCWR）是入选第四代核反应堆框架的六种概念之一。

在欧洲超临界轻水堆FP5HPLWR研发项目中，完成了热谱概念分析方面的重要工作。

目前研究的是快谱SCWR的可行性和特性初步分析。

本文从超临界水堆（SCWR）的基本概念入手，浅谈SCWR的发展现状，事故分析的计算方法等相关问题。

关键字：超临界水堆（SCWR）发展现状事故分析（堆芯）计算方法正文：自从20世纪50年代和平利用核能以来，世界上已经成功开发出了三代核能系统。

近年来，为进一步提高核能系统的各种效益，世界各国提出了许多反应堆设计和核燃料循环方案的新概念。

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个国家派专家参加了“第四代国际核能论坛（GIF）”，并于2001年7月共同签署协议合作开发第四代核能系统，以满足今后较长一个时期的能源需求[1]。

第四代核能系统开发的目标是：在2030年之前创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展以及防核扩散等方面都要有显著提高，同时在研究开发反应堆装置的同时要考虑核燃料循环的问题。

2002年5月，巴黎GIF研讨会选出了六种优先发展的第四代核能系统[2]，这六种核能系统既包括热中子堆也包括快中子堆，分别为：超高温气冷堆（VHTR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）、带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）。

一、超临界水堆（SCWR）：超临界水堆（SCWR）是六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆，它是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展起来的革新设计。

与目前运行的水冷堆相比，它具有系统简单、装置尺寸小、热效率高、经济性和安全性更好的特点。

【国家自然科学基金】_热工水力_基金支持热词逐年推荐_【万方软件创新助手】_20140801

53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73
换热分析拟临界温度强化传热峭度安全分析软件大破口失水事故多孔介质复杂流道图像灰度固有模态函数分解可视化包层包壳破损动态模拟功率谱二次流不均匀性 retac-prhrs retac hurst指数 athlet-sc
推荐指数 3 2 2 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
2009年序号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27
1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
53 54 55 56 57 58 59 60 61 62
二次流动事故分析丧失正常给水两相流 vof模型 relap5 lee模型 csr1000 cad ap1000
1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106
科研热词推荐指数纵向涡 3 窄间隙矩形通道 2 热相变模型 2 汽液两相流 2 数值模拟 2 工程热物理 2 可视化 2 particle模型 2 马尔可夫链 1 颗粒有序堆积 1 非能动系统 1 非能动余热排出系统 1 附加加速度 1 辐解 1 软件 1 超临界水冷反应堆(scwr) 1 设计基准事故 1 蒸汽发生器 1 腐蚀产物 1 窄缝矩形通道 1 矩形流道 1 相变 1 狭窄通道 1 热工水力 1 溶出 1 流量 1 沸腾流动与传热 1 沸水堆 1 汽泡滑移 1 汽泡 1 水轮机 1 水化学控制 1 氧化铝 1 氧化 1 概率安全评估 1 机理模型 1 效率 1 放射性源项 1 支墩 1 损失 1 拜耳法 1 强化传热 1 强制对流 1 开发 1 应力腐蚀 1 小破口失水事故 1 实验研究 1 子集模拟 1 多孔介质 1 壁温 1 功能故障 1 仿真 1

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

第４７卷第１１期
２０１３年１１月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４７。ＮＯ．１１
ＮＯＶ．２Ｏ１３
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
ＳＣＷＲ堆芯和主要系统方案研究及初步分析
摘要：本文提出一种新的超临界水堆（ＳＣＷＲ）技术方案，包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式
低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明，提出的ＳＣＷＲ方案满足设计准则要求，是一种合理可行的ＳＣＷＲ技术方案。
ｏｕｔ．Ｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｎｇｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｍａｊｏｒｄｅｓｉｇｎｏｆｔｈｅｃｏｒｅａｎｄｓｙｓｔｅｍｆｕｌｆｉｌｓｔｈｅ
ｔｙｐｉｃａｌａｃｃｉｄｅｎｔｓ，ｃｏｎｔｒｏｌｓｙｓｔｅｍ，ｓｙｓｔｅｍｓｔａｂｉｌｉｔｙａｎｄｓｔａｒｔ — ｕｐｐｒｏｃｅｓｓｗｅｒｅｃａｒｒｉｅｄ

海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展

第40卷第4期2019年4月哈尔滨工程大学学报Journal of Harbin Engineering UniversityVol．40ɴ．4Apr．2019海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展程坤，谭思超（哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨150001）摘要：浮动核电站受海面风浪影响会产生多种运动形式，造成堆芯热工水力特性改变，威胁反应堆运行安全。

针对我国浮动核电站的研发设计需求，对海洋条件下反应堆热工水力特性的国内外研究进展进行综述，重点关注了海洋条件下流动换热、汽泡行为、流动不稳定性与临界热流密度等方面的研究进展，并提出了未来研究中需重点关注的内容。

关键词：流动波动；汽泡行为；临界热流密度；自然循环；海洋条件；热工水力；浮动反应堆；船用核动力DOI ：10.11990/jheu．201811023网络出版地址：http ：//www．cnki．net /kcms /detail /23.1390．u．20190118．0930．004．html中图分类号：TL339文献标志码：A 文章编号：1006-7043（2019）04-0655-08Ｒesearch progress of nuclear reactor thermal-hydrauliccharacteristics under ocean conditionsCHENG Kun ，TAN Sichao（National Defense Key Subject Laboratory for Nuclear Safety and Simulation Technology ，Harbin Engineering University ，Harbin 150001，China ）Abstract ：The use of floating nuclear power plants （FNPPs ）is an effective way to solve the energy supply problems for marine resource development and island construction．Because of the effects of ocean waves and self －movement ，operating FNPPs using the ship-based platform can generate many types of movement ，such as heaving and rolling ，which can change the thermal-hydraulic characteristics and threaten the nuclear reactor safety．This paper reviewsthe research progress of nuclear reactor thermal －hydraulic characteristics under ocean conditions in the past dec-ades ，and focuses on the thermal-hydraulic problems under ocean conditions ，including heat flow and transfer ，bubble behavior and flow pattern conversion ，flow instability ，and critical heat flux （CHF ）．Finally ，the paper dis-cusses and presents the key points that require attention in future research ；thus ，it can serve as a reference for the design and development of FNPP in China．Keywords ：flow fluctuation ；critical heat flux ；ocean conditions ；thermal hydraulic ；floating nuclear reactor ；ma-rine nuclear power收稿日期：2018－11－08．网络出版日期：2019－01－23．基金项目：国家重点研发计划（2017YFE0106200）．作者简介：程坤，男，博士研究生；谭思超，男，教授，博士生导师．通信作者：谭思超，E-mail ：tansichao@hrbeu．edu．cn．随着我国“海洋强国”战略的提出和“一带一路”建设的整体推进，加速发展海洋经济，促进海洋资源开发利用已成为我国现阶段发展的重要方向之一。

基于RMC的超临界水实验SCWR—FQT装置的初步物理分析

ＰｈｙｓｉｃａｌＡｎａｌｙｓｉｓｏｆＳＣＷＲ・ＦＱＴＦａｃｉｌｉｔｙＢａｓｅｄｏｎＲＭＣ
ＦＡＮＸｉａｏ，ＷＡＮＧＫａｎ。，ＬＩＺｅ — ｇｕａｎｇ。，ＺＨＡＮＧＧｕｏ — ｈｕｉ（１．ＳｃｈｏｏｌｏｆＰｈｙｓｉｃｓ，ＰｅｋｉｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１００８７１，Ｃｈｉｎａ；２．ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＰｈｙｓｉｃｓ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００８４，Ｃｈｉｎａ）
ｆａｃｉｌｉｔｙｗａｓｃｏｎｓｔｒｕｃｔｅｄｔｏｓｔｕｄｙｔｈｅｉｍｐａｃｔｏｆｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒｏｎｔｈｅｌｏｏｐｓｄｅｓｉｇｎｉｎｇ．Ｔｈｅｎｅｕｔｒｏｎｐｈｙｓｉｃａｌａｎａｌｙｓｉｓｏｆｔｈｅｃｏｒｅａｎｄｆａｃｉｌｉｔｙｉｓｔｈｅｐｒｅｍｉｓｅｏｆｔｈｅｒｍａｌａｎａｌｙｓｉｓａｎｄｄｅｓｉｇｎｉｎｇｏｆｔｈｅｌｏｏｐｓ．ＲＭＣｃｏｄｅｗｈｉｃｈｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＰｈｙｓｉｃｓ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙａｓａｔｏｏｌｆｏｒｒｅａｃｔｏｒｐｈｙｓｉｃａｌａｎａｌｙｓｉｓｗａｓｕｓｅｄｔｏａｎａｌｙｚｅｔｈｅ

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性

性、回路高度、系统阻力等因素对系统运行的影响。关键词：超临界水堆；堆芯冷却剂系统；非能动余热排出系统；水动力特性
基金项目：国家自然科学基金Ｅ５１０７６０９１］；国际热核聚变实验堆（ＩＴＥＲ）计划专项（国内研究） “ 磁约束聚变堆
性与经济性有比较好的发展前景，已经受到广泛的
１简化系统模型及数值求解
美国ＳＣＷＲ为热谱堆口］，整堆功率为３５７５ＭＷ，
冷却剂流量为１８４３ｋｇ／ｓ，采用１４５组燃料组件，燃料组件结构如图１所示。
ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓａｎｄｈｅａｔｔｒａｎｓｍｉｓｓｉｏｎ／ｒｅｍｏｖａｌｃａｐａｂｉｌｉｔｉｅｓｏｆｂｏｔｈｔｈｅＳＣＷＲＲＣＳａｎｄＰＲＨＲＳａｒｅａｎａｌｙｚｅｄ．Ａｎｄ
若干相关工程技术研究” 项目（２０１１ＧＢ１１３０００）
中图分类号：ＴＭ６２３文献标志码：Ａ文章编号：２０９５ —１２５６（２０１３）０１ —００１８ —０６
ＨｙｄｒａｕｌｉｃＣｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓＳｔｕｄｙｏｎａＣｏｎｃｅｐｔｕａｌＤｅｓｉｇｎｏｆＳＣＷＲ

PT—SCWR燃料组件的物理热工耦合分析

收稿日期：２０１２ — ０９－２８；修回日期：２０１３．１０－０８
参数热功率／Ｍｗ
热效率
系统压力／￣ Ⅱ ＇ａ
数值２５４０
４８
２５
冷却剂进口温度／ ℃ 冷却剂出口温度／￣Ｃ冷却剂质量流量／・ｓ
２耦合模型
２．１组件描述
ＰＴ－ＳＣＷＲ是加拿大原子能公司提出的一种第四代反应堆设计，采用新型７８棒燃料组件设
急剧变化，以及冷却剂密度与堆芯功率之间的紧所示，总共７８根燃料密联系，对其进行物理热工耦合分析就显得非常料组件的子通道划分如图２
在反应堆堆芯中，一方面冷却剂密度的变化直接影响中子的慢化，进而影响堆芯燃料的裂变反应和功率分布；另一方面堆芯功率分布又会影响冷却剂的温度和密度分布。以往对ＳＣＷＲ进行
的热工水力子通道分析，没有考虑冷却剂密度变化和物理反馈的影响【２ｑ】，很难准确预测堆芯内功率和温度的实际分布。鉴于ＳＣＷＲ中冷却剂密度
第３４卷
第６期
核动力工程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖｏ１．３４．ＮＯ．６Ｄｅｃ．２０ｌ３
２０ｌ３年ｌ２月文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０６－０００５－０５
布对燃料组件的径向功率分布有很大影响，通过调节各圈棒柬的燃料富集度，可以有效地改善径向功率分布；慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响，当慢化剂厚度为２５ｃｍ时，轴向功率分布最接近余弦形状。

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性胡尚武;匡波;侯东【摘要】对一种典型的超临界水堆(SCWR)设计方案中的反应堆冷却剂系统(RCS)和非能动余热排出系统(PRHRS)回路进行了简化,建立了两系统在超临界压力下的统一水动力模型.利用模型对SCWR主系统和非能动余热排出系统的水动力特性及输热、排热能力进行了计算,并在此基础上分析了堆芯进口温度、泵特性、回路高度、系统阻力等因素对系统运行的影响.【期刊名称】《电力与能源》【年(卷),期】2013(034)001【总页数】6页(P18-23)【关键词】超临界水堆;堆芯冷却剂系统;非能动余热排出系统;水动力特性【作者】胡尚武;匡波;侯东【作者单位】上海交通大学核科学与工程学院,上海200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海200240【正文语种】中文【中图分类】TM6230 引言超临界水堆（SCWR）是第四代先进核能系统之一，热效率高、尺寸小、系统简化，并且技术延续性与经济性有比较好的发展前景，已经受到广泛的关注。

美国设计方案（以下简称美国SCWR）是一种典型的SCWR设计方案，在该方案中作为慢化剂和冷却剂的水将经历从次临界向超临界的转变，物性在拟临界点附近区域发生急剧变化，系统的水动力特性较复杂。

另外，该方案中的非能动余热排出系统利用自然循环排出堆芯余热，由于超临界系统在拟临界点附近的体积热膨胀系数变化剧烈因此具有较大驱动压头，但是为了保证系统具有充足、稳定的自然循环流量，还需要对PRHRS的自然循环能力与水动力特性进行深入的研究。

1 简化系统模型及数值求解美国SCWR为热谱堆［1－2］，整堆功率为3 575MW，冷却剂流量为1 843kg ／s，采用145组燃料组件，燃料组件结构如图1所示。

设计主泵给水进入堆芯后90%的流量自上而下经水棒通道到达下腔室，其余流量通过下降通道流入下腔室，搅混后自下而上进入燃料棒通道，进而离开堆芯。

基于失流事故的SCWR—M安全系统优化

基于失流事故的SCWR—M安全系统优化孙沉;宋美琪;刘晓晶;程旭【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2018(038)004【摘要】混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故.其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统(GDCS)以及自动泄压系统(ADS).本文首先用ATHLET—SC软件对自然循环进行建模和计算,并与实验结果进行对比,以验证ATHLET—SC适用于非能动安全系统的分析.随后,通过计算证明了安全释放阀(SRV)对于安全系统的必要性.最后,本文对安全系统的重要参数如ICS换热管数、ICS换热管直径、ACC初始压力以及GDCS管径等进行了参数敏感性分析,得到了一组优化的参数.将SRV以及优化参数应用于SCWR—M的LOFA计算,并与原结果进行对比,证明了本文提出的优化模型是有效的.【总页数】9页(P648-656)【作者】孙沉;宋美琪;刘晓晶;程旭【作者单位】上海交通大学,上海 200240;上海交通大学,上海 200240;上海交通大学,上海 200240;上海交通大学,上海 200240【正文语种】中文【中图分类】TL48【相关文献】1.钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究 [J], 单建强;王武军;王学容;朱继洲2.基于两区模型的钠冷快堆无保护失流事故 [J], 郭超;陆道纲;刘卢果;何航行;徐良剑;沈才芬3.高增益包层失流事故热工安全分析 [J], 戴涛;黄洪文;马纪敏;丁文杰;郭海兵;王少华4.基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析 [J], 王可; 蔡杰进; 任志豪; 朱元兵; 王婷; 厉井钢5.基于TACOS程序的SCWR典型事故瞬态特性研究 [J], 朱大欢;田文喜;秋穗正;苏光辉因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势

压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势
刘志弢;秦本科;解衡;王炳华
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2009(043)011
【摘要】比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围,着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用,阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义.
【总页数】7页(P966-972)
【作者】刘志弢;秦本科;解衡;王炳华
【作者单位】国家核电技术公司,北京,100140;清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084;清华大学,核能与新能源技术研究院,北京,100084;国家核电技术公司,北京,100140
【正文语种】中文
【中图分类】TK123
【相关文献】
1.压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究 [J], 李孝佳;沈远娴;唐超华
2.压水堆核电站堆芯物理／热工水力耦合特性研究 [J], 郑勇;彭敏俊;夏庚磊;刘新凯
3.压水堆核电站蒸汽发生器的热工水力参数和性能 [J], 丁训慎
4.自适应网格加密在热工水力系统程序中的应用 [J], 赵秀梅; 林萌; 陈刚; 杨燕华
5.热工水力系统程序RELAP 5的CCFL模型适用性分析 [J], 江鹏浩;李冬
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

SCWR热工水力和安全分析研究现状与进展

大学热工水力学 课程设计

核电站中的热工水力系统分析

第四代核能系统的特点及其热力循环

超临界水冷反应堆

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

反应堆热工水力特性分析与设计研究

liuyuekun

【国家自然科学基金】_热工水力_基金支持热词逐年推荐_【万方软件创新助手】_20140801

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展

基于RMC的超临界水实验SCWR—FQT装置的初步物理分析

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性

PT—SCWR燃料组件的物理热工耦合分析

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性

基于失流事故的SCWR—M安全系统优化

压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势

大学热工水力学课程设计