中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

关键词：超临界水冷堆；ＡＴＨＬＥＴ — ＳＣ程序；安全分析中图分类号：ＴＩ４２１文献标志码：Ａ文章编号：１０００６９３１（２０１３）０７ — １ｌ６２Ｏ７
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２Ｏ１３．４７．Ｏ７．１１６２
ｓｅｉｚｕｒｅ）ｗｅｒｅｃｈｏｓｅｎｔｏｐｅｒｆｏｒｍａｃｃｉｄｅｎｔｓｉｍｕｌａｔｉｏｎａｎｄｓｅｎｓｉｔｉｖｉｔｙａｎａｌｙｓｉｓ．Ｓｏｍｅ
ｉｍｐｏｒｔａｎｔｒｅｓｕｌｔｓｅ．ｇ．ｃｏｒｅｐｏｗｅｒ，ｍａｓｓｆｌｏｗｒａｔｅ，ｔｈｅｈｉｇｈｅｓｔｃｌａｄｄｉｎｇｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ，
（１．ＳｃｈｏｏｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＳｈａｎｇｈａｉＪｉａｏＴｏｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ２００２４０，Ｃｈｉｎａ；
２．ＣｈｉｎａＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＲｈｅｎｚｈｅｎ５１８０２６，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｒｅｖｉｓｅｄｂｅｓｔ — ｅｓｔｉｍａｔｅｃｏｄｅＡＨＴＬＥＴ— ＳＣ，ａｔｙｐｉｃａｌｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ

核反应堆及发展

核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。

可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。

第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。

沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

它们都需使用低富集铀作燃料。

以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。

重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。

重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。

但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。

即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。

超临界水堆子通道分析

第43卷第6期原子能科学技术Vo l.43,N o.62009年6月Atomic Ener gy Science and T echno logy Jun.2009超临界水堆子通道分析赵冬建,路璐,史国宝(上海核工程研究设计院,上海 200233)摘要:超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。

本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。

此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。

关键词:超临界水堆;第4代反应堆;子通道程序中图分类号:T L 364.4文献标志码:A 文章编号:1000 6931(2009)06 0543 05Su bchannel Analysis of S upercritical Water C ooled ReactorZH AO Do ng jian,LU Lu,SH I Guo bao(S hanghai N uclear Engineer ing R esearch and D es ign I nstitute,Shanghai 200233,China)Abstract: As the only w ater cooled reactor am ong the six g eneration r eactor ,supercritical w ater coo led reactor (SCWR)has its special characteristics,and takes up attentions ex tensiv ely.Based on the PWR subchannel analy sis code o f Shang hai Nuclear Eng ineer ing Resear ch and Design Institute,a subchannel code for SCWR w as developed.Furtherm ore,the thermohydralic characteristics of the ty pical SCWR fuel assembly w ith the moderator w ater rod,such as subchannel temperature,fuel rod cladding temperature,heat transfer coefficients and so on,w ere investigated using the developed subchannel code.Finally,a sensitivity study of differ ent heat transfer co rre lations w as perfo rmed on the thermo hy dralic characteristics.The results show that obvious differ ence occur s w hen using differ ent heat transfer correlatio ns.Key words:supercritical w ater co oled reacto r;g eneratio n reactor;subchannel co de 收稿日期:2009 02 16;修回日期:2009 03 10基金项目:国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB029800)作者简介:赵冬建(1978 ),男,河北献县人,工程师,博士,核能科学与工程专业超临界水堆(SCWR)核能系统作为国际上第4代核能系统长远开发的6种堆型之一,具有热效率高、系统简化、经济竞争能力突出等优点,且可借鉴现有成熟的压水堆电站和超临界火电站的设计、建造和运行经验。

超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

介绍ＴＡ
ＭＣＴＡＨＡＳ是由３程序耦合而成：个（）中子输运计算程序采用ＭＣ。本文采１ＮＰ用服务器并行版的ＭＣＰ以提高计算效率。根据Ｎ
ＳＷＲ的材料温度沿轴向变化很大的特点，采用Ｃ
本文针对ＳＷＲ的特点，提出了物理．Ｃ热工水力耦合程序ＭＣＴＡＳ系统。该系统的中子学ＡＨ
收稿日期：２０．８１；修回日期：２１－７１０９０．８０００．２
组件或堆芯的轴向、径向功率归一化分布。（）２热工水力计算采用ＡＨＳ程序。该程ＴＡ序以ＣＢＡＩＯＲ．Ｖ和ＡＳＲＳＥＴ程序为基础，模拟反
多温度点的核数据库，裂变材料温度间隔５￣０Ｃ，冷却剂温度间隔２ ℃。同时采用Ｆ５６计数卡计算
出了不同的耦合程序系统。意大利ＭａｎｓｇｕＭＯＲＩ
提出了ＭＣＰＭＮ耦合系统Ｌ。日ＹＯａ等Ｎ．Ｘ２本ｋＪ
人将ＳＲＡＣ中子物理学计算程序系统中的多维堆芯燃耗计算模块ＣＯＥＮ与热工程序ＳＲＲＢＰＯＤ耦合，进行ＳＬＣＷＲ的堆芯设计研究ｌ。德国ＣＬｊｊ．．Ｗａｔ将ＭＣＰＳＡＡＳ耦合程序用于燃料组件ａａＮ —ＴＦ的概念分析设计ｌ。４Ｊ
ＭＣＴＳ程序首先将并行版连续能量ＡＨＡＭＣＮＰ与ＡＨＡＳ在服务器上进行耦合。根据Ｔ
式中，代表迭代次数，＞；为超松弛因子，ｎｌ０＜ｌ合理选取的值，可以加快收敛速度；＜，Ｙ、ｚ为直角坐标系下的坐标；ｍ、ｃ分别表、ｆ示慢化剂、冷却剂、燃料；Ｐ、Ｔ、Ｐ分别代表功

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

第３４卷
第４期
核动力工程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖ＿０１．３４．ＮＯ．４Ａｕｇ．２０１３
２０ｌ３年８月
文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０４－０１００・０６
；一Ｐｒｂ：
忽略轴向热传导，燃料通道或慢化剂通道内的流量分配采用质量守恒、动量守恒和能量守恒方程。（１）质量守恒：＋（２）动量守恒：：０（１）
唧
＝
Ⅳ２
，＜１０
ｌ，卜 — — ｊ、０２９５，＜＿ａ＜１０－４
中的水混合后向上流过内部燃料通道，最后到达主蒸汽管线。
２．２控制体划分
堆芯各通道轴向划分成等长度的节点。燃料
于一次冷却的超临界轻水堆而言，确保堆芯冷却剂流量是基本的安全要求。本课题选取部分丧失给水瞬态作为研究对
象。该瞬态的响应主要涉及主泵的惰转、紧急停堆的延迟和密度反馈比。分析部分丧失给水瞬态下关键参数对最高包壳温度的影响，对超临界水冷堆的安全特性分析具有重要的意义。
通道和冷却剂通道为具有４０个节点的单通道。主给水管线划分为１０个节点。上部圆腔划分成１２个节点。控制棒导向管划分成８个节点。下降管包括下腔室，划分为２０个节点。上腔室，包括主
蒸汽管线，也被划分为２０个节点。主给水管线和顶部圆腔划分为１０个节点。
转时间，紧急停堆延迟时间，以及密度反馈比。反应堆在正常运行时保持稳定状态，瞬态的初始

不锈钢及高温合金在拟临界区的腐蚀行为研究

Ｏ．１５／０．６
Ｃｕ１．５／３
Ｎｂ０．２／０．６
６／７Ｏ．４／０．７Ｏ．６４，１．Ｏ
Ｃｕ＜＿０．５
收稿日期：２０１２－０９－１２；修回日期：２０１２．１２．１２
不锈钢及高温合金在拟临界区的腐蚀行为研究
张强，邱绍宇，唐睿，尹开锯
中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室，成都．６１００４１
摘要：研究３种高温合金和４种奥氏体不锈钢在３８０￣Ｃ、２５／￣ｉ＿Ｐａ去离子水中的均匀腐蚀行为，使用场发射扫描电镜（ＦＥＧ－ＳＥＭ）和ｘ射线能谱仪（ＥＤＳ）分析不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布。结
。
高于压水堆（ＰＷＲ），超临界水的侵蚀能力很强，包壳材料和堆内构件材料的腐蚀速率大大加快【ｊ为了保证超临界水堆的安全应用，有必要系统地研究候选材料在超临界水中的腐蚀行为。临界点附近，水的物理性能会发生剧烈变化，对于堆内材料的侵蚀能力随之改变；目前的腐蚀性能研究集中于高温段（５００ ℃ ～７００ｏＣ），临界点附近的情况不甚清楚。为了满足在ＳＣＷＲ中安全
Ｔｉ，贫Ｃｒ、Ｎｉ，缺Ｍｎ、Ｍｏ等现象。关键词：不锈钢；高温合金；拟临界区；腐蚀行为；氧化膜
中图分类号：ＴＬ３４１文献标志码：Ａ
１引言超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）系统技术是第四代反应堆国际论坛选定的６种待开发的核电技术之由于其具有大功率、高效率、燃料利用率高、经济性好、技术继承性好等突出优点【ｌ，，已越来越受到国际上的关注与重视。由于运行温度明显

第1章核反应堆设计概论

产生动力的热力循环分析及有关系统设备的设计4215动力反应堆设计法规标准和质量保证国家法律国务院条例国务院各部委部门规章我国核安全法律体系批准与发布我国法律体系结构核安全领域法律法规全国人大常委会批准主席令发布国务院批准国务院发布各部委批准和发布放射性污染防治法民用核安全设备监督管理条例核电厂核事故应急管理条例核材料管制条例核设施安全监督管理条例放射性同位素与射线装置安全和防护条例注册核安全工程师岗位培训丛书核安全相关法律法规中国环境科学出版社2009434415动力反应堆设计法规标准和质量保证中华人民共和国放射性污染防治法2003年6月28日第十届全国人民代表大会常务委员会第三次通过中华人民共和国主席令第6号公布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例1986年10月29日国务院发布中华人民共和国核材料管制条例1987年6月15日国务院发布核电厂核事故应急管理条例1993年8月4日国务院令第124号发布民用核安全设备监督管理条例2007年7月11日国务院发布放射性同位素与射线装置安全和防护条例2005年9月14日国务院令第449号发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一1993年12月31日国家核安全局发布1993修改中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二1995年6月14日国家核安全局发布1995修改中华人民共和国核材料管制条例实施细则1990年9月25日国家核安全局能源部国防科工业委发布核电厂核事故应急管理条例实施细则之一1998年5月12日国家核安全局发布城市放射性废物管理办法1987年7月16日国家环境保护局发布中华人民共和国国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准gb1887120022002年10月8日发布注册核安全工程师职业资格制度暂行规定2004年11月9日人事部国家环境保护总局颁布核安全法律法规体系4515动力反应堆设计法规标准和质量保证压水堆电厂运行及事故工况分类核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照王继东核安全no4200846国内一些核设计院所中国核动力研究设计院成都一环路南三段

2×2棒束内超临界水传热特性数值研究

第３４卷第ｌ期
２０ｌ３年
核动力工程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖｂ１．３４．ＮＯ．１
２月
Ｆｅｂ．２０ｒ３
文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０１．０１３３．０５
１／８流道结构
１前
言
超临界条件下在拟临界区存在剧烈的物性变
化，给传热特性的理论研究带来较大困难。超临界水冷堆组件中引入了水棒结构，使几何结构和
堆芯流程更为复杂。目前国际上超ｆ界水的传热实验多是基于圆管通道，公开发表的组件内超临界水的换热实验数据还不多见ＩＪ ’ ２Ｊ，给开展这方面的理论研究带来了困难。
性，选取１／８结构作为分析对象（图１）。本文利用ＩＣＥＭＣＦＤ软件进行几何建模，生
适用性研究，但对模型选取以及模型改进还没有形成共识。Ｑ．Ｌ．ｗｌｅｎ及Ｄ．Ｐａｌｋｏ等建议采用剪切应力输运（ｓｓＴ）湍流模￣Ｊ［３，４１。ＳＳＴ模型兼具Ｊｉ｝－ｓ
２×２棒束内超临界水传热特性数值研究
臧金光，闫晓，黄善仿２，黄彦平，于俊崇１，２
１．中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，６１００４１；２．清华大学工程物理系，北京．１０００８４
核动力工程