高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析
高温气冷堆的发展综述
第23卷第5期2006年10月现 代 电 力M odern Electric Pow erV o l 23 N o 5O ct 2006文章编号:1007 2322(2006)05 0070 06 文献标识码:A 中图分类号:T M623,T L424高温气冷堆在我国的发展综述符晓铭,王 捷(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘 要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。
高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。
国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。
本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。
在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。
关键词:高温气冷堆;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢0 引 言能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。
随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。
由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。
核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。
从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用[1]。
积极发展核能是增加能源供给和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。
发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。
按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代: 20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600~1400M W的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;!20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。
CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析
CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析随着核电站的广泛使用，CFR600 模型成为了目前最先进的存在。
在此模型中，冷停堆工况下，主系统热量平衡分析显得尤为重要。
为了保证处理此问题的难度，需要理解与掌握相关的技术知识。
CFR600 冷停堆工况是指发电机组的核反应堆未启动的情况下的状态，这时的主系统处于完全冷却状态，反应堆中的所有燃料和辅助系统都不再运行，因此不会有任何热量释放到主系统中。
在冷却过程中，系统中每个子系统都会经历不同的热力学变化。
其中包括有：1.反应堆的冷却反应堆是关键的热源，需要为其提供充足的冷却能力来防止其遭受损伤。
当反应堆停止工作时，其内部仍然具有大量的热能，如果不能得到充分的转移，便会导致过热。
因此建议采用间接冷却技术使核反应堆接受到足够量的冷却，保证其稳定性。
2.燃料池和燃料装载机的冷却燃料池和燃料装载机是反应堆中其他需要冷却的重要部件。
燃料池是放置用过燃料的地方，加入的燃料具有高温。
虽然加入的燃料会逐渐降温，但如果在冷却几天之前停电，燃料池就需要用额外的冷却剂来进行冷却，避免燃料在燃料池内损坏而发生事故。
3.循环水系统的冷却循环水系统是系统中用于热量传递的主要载体，具有非常重要的作用。
在冷却状态下，该系统需要对主回路中的其余核系统进行冷却。
对该系统中所有的管道和泵进行冷却是至关重要的，以保护它们。
4.蒸汽发生器的冷却蒸汽发生器是将主回路的热能转化为电能的关键部件。
在进行冷却过程中，它需要采用直接冷却技术，将热量转移到循环水系统中。
5.冷却塔的冷却冷却塔是循环水系统中的一个组成部分，是防止循环水温度过高的关键部件之一。
在冷却状态下，冷却塔需要维持足够的循环水流量，以减少水温并避免引起突发事件。
为保障整个系统安全，需要对每个子系统都进行适当的计算和研究。
总的来说，对CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析可以为核电站的安全运行提供保障，为未来的核电站发展打下基础。
燃气轮机冷却空气量分析计算方法
研究结论
01
本文提出了一种基于实验和数值模拟的燃气轮机冷却空气量分析计算方法，该 方法能够准确预测燃气轮机在不同工况下的冷却空气量，为燃气轮机的性能优 化和可靠性评估提供了有力支持。
02
通过实验验证，该方法在不同工况下的预测结果与实际测量值吻合良好，证明 了其可靠性和准确性。
03
该方法具有较高的通用性和可扩展性，可应用于不同型号和规格的燃气轮机， 为燃气轮机行业的冷却技术研究和应用提供了有益的参考。
对实际应用的指导意义
01
02
03
该分析计算方法可以为 燃气轮机冷却系统的设 计和优化提供理论支持 ，提高燃气轮机的性能
和可靠性。
该方法可以帮助工程师 更好地理解和控制燃气 轮机的运行状态，为燃 气轮机的维护和故障诊 断提供有益的参考。
该方法的应用有助于推 动燃气轮机行业的科技 进步，提高能源利用效
计算流体动力学（CFD）方法
通过CFD软件模拟燃气轮机内部流场和温度场，得出冷却空气量的分布和大小。这种方法需要较精确的物理模型 和边界条件。
04
计算方法的比较与选择
理论计算与实际应用的比较
理论计算方法基于数学模型和物理原理，能够提供精确的数值解，但需要准确的输入参数和边界条件 。实际应用中，由于燃气轮机工作条件的复杂性和不确定性，很难获得完全准确的数据，因此理论计 算结果可能与实际结果存在偏差。
率和环保性能。
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冷却系统通常包括空气冷却器、液体冷却器等部件，通过这些部件的协同作用， 实现对燃气轮机内部的冷却。
冷却系统的重要性
冷却系统是燃气轮机正常运行的必要条件之一，如果冷却不 足，会导致燃气轮机内部的温度过高，引发热疲劳和热腐蚀 等问题，严重影响燃气轮机的性能和使用寿命。
超高温气冷堆介绍
超高温气冷堆（VHTR）调研报告目录0．引言 (3)1．发展历史 (3)1.1 高温气冷堆—实验堆 (3)1.2 高温气冷堆—原型堆 (3)1.3 高温气冷堆-模块式 (4)2．目前各个国家的发展状况 (4)3．VHTR反应堆结构 (5)4．VHTR堆型的优缺点 (8)5．VHTR发展趋势 (9)5.1 前景展望 (9)5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10)6．总结 (11)参考文献 (12)0．引言未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。
第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。
在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。
VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。
目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。
我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。
1．发展历史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。
1.1 高温气冷堆—实验堆英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。
美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。
德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。
这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上是可行的。
1.2 高温气冷堆—原型堆美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。
高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析
高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析张良 侯连娇(中国原子能科学研究院 北京 102413)摘要：该文介绍了我国关于核电厂应急计划区及其范围计算的基本要求。
针对高温气冷堆的特点，选取了国内不同地区的典型气象条件，结合高温气冷堆的事故源项进行了后果评价和应急计划区的计算。
计算结果表明，现有高温气冷堆的模块化设计具有高安全性，低事故放射性后果特点，综合不同气象条件，其包络的烟羽应急计划区范围为150 m，在考虑2倍安全系数时，其烟羽应急计划区范围为200 m。
关键词：高温气冷堆 烟羽应急计划区 扩散 剂量中图分类号：TL424文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)15-0004-06Calculation and Analysis of the Plume Emergency Planning Zone of the High-temperature Gas-cooled ReactorZHANG Liang HOU Lianjiao(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)Abstract:This paper introduces the basic requirements for the calculation of the emergency planning zone and its range of nuclear power plants in China. According to the characteristics of the HTGR, the typical meteorological conditions in different regions in China are selected, and the consequences evaluation and the calculation of the emergency planning zone are carried out according to the accident source terms of the HTGR. The calculation re‐sults show that the modular design of the existing HTGR has the characteristics of high safety and low-accident radioactive consequences. Based on different meteorological conditions, the range of the plume emergency planning zone that it envelops is 150 m, and the range of its plume emergency planning zone is 200 m when considering twice safety factor.Key Words: High-temperature gas-cooled reactor; Plume emergency planning zone; Dispersion; Dose随着我国“3060目标”的提出、“碳达峰、碳中和”工作已成为当前与未来中国绿色可持续发展工作的核心内容。
CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析
CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析冷停堆是指核反应堆在正常运行的过程中，由于某些原因（如故障、设备维修等）必须迅速停堆，使得反应堆的功率及热源在较短时间内迅速消散。
CFR600是我国自主开发的第四代高温气冷堆。
在冷停堆工况下，CFR600主系统内的热量平衡是一个重要的问题，分析及控制热量平衡符合CFR600运行和安全的要求。
本文将对CFR600冷停堆工况下主系统的热量平衡进行分析。
CFR600主系统结构包括反应堆本体、联合动力系统、氦气净化系统和冷却系统。
其中，反应堆本体是反应堆热源的主体。
联合动力系统是利用反应堆产生的高温气体驱动气轮机发电的过程，气轮机驱动发电机机组并向电网输出电功率。
氦气净化系统对反应堆循环氦气进行净化处理。
冷却系统冷却反应堆，保证反应堆安全运行。
在冷停堆工况下，CFR600主系统的热量平衡需要满足以下条件：1.反应堆本体的热源需在较短时间内消散，同时控制反应堆本体内部温度变化；2.联合动力系统需在较短时间内停止发电，并快速消散燃料元件内部的热源；3.气体净化系统需在较短时间内完成气体净化过程。
4.冷却系统需在停堆后持续冷却反应堆，保持反应堆的安全。
为满足这些条件，CFR600主系统采用了以下措施：1.通过控制冷却系统中的冷却剂流量，控制反应堆本体的温度变化。
当反应堆停止运行时，冷却系统中的冷却剂流量应逐渐降低，直到反应堆本体内部的热源被平衡吸收为止。
2.反应堆本体的热源在停堆后可以通过天然对流和换热器的组合冷却方式进行消散。
当天然对流能满足热量消散需求时，换热器不需要进行工作。
3.在停堆过程中，联合动力系统中的氤气需要被排出。
通过控制放氤阀门的开启时间和流量，可以在较短时间内将氤气排出，同时防止产生氤气压力过高的情况。
综上所述，CFR600冷停堆工况下主系统的热量平衡需要通过对冷却系统、反应堆本体、联合动力系统和气体净化系统的控制和调整来实现。
在实际运行中，需要根据不同情况灵活地调整各项参数，保证热量平衡达到最佳状态，从而确保CFR600的运行和安全。
模块式高温气冷堆三维中子动力学计算分析
三维 圆柱 几何 堆 芯 多 群 中子 动 力 学 改 进 准 静 态 方 法 模 拟 计 算 程 序 。对 给 定 的模 块 式 高 温 气 冷 堆 堆 芯 物
理模 型进 行 了 模 拟 计 算 。初 始 状 态 下 ， 程 序 计 算 结 果 与 中子 扩散 程 序 Ｃ ＴＡ ＯＮ 吻 合 很 好 。 动 态 情 该 Ｉ ＴＩ 况 下 ， 拟 了堆 芯 反 应 性 、 芯 相 对 功 率 以 及 堆 内 ｒ 。网 格 上 各 群 点 中 子 注 量 率 三 维 分 布 随 时 间 的 变 模 堆 ，
ｃ ｅ ｎｅ ｔ ｏ ｎｅ ｉ ｓ ｂ ｍ ｐｒ ｅ ｕａ ｉｓ ａ ｉ ｍ ｅ ｈｏｄ ｉ ｔ ｄ ｅ ｎ ｔ ｉ ｐ ｒ，ａ ｈｅ ｏｒ ｕ ｒ ｎ ｋｉ ｔｃ ｙ ｉ ｏｖ ｄ ｑ ｓ ｔ ｔｃ ｔ ｓ ｓ ｕ ｉ ｄ ｉ ｈ ｓ ｐａ ｅ ｎｄ ｔ
第 ３ Ｏ卷 第 ２ 期
２１ ０ ０年 ６月
核 科 学 与 工 程
Ｃｈ ｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌ ａ ｃ ｅ ｃ ｎ ｇ ｎ ｅ ｉ ｇ ｉ ｅ ｅ Ｊ ｕ ｎ ｌｏ ｃ ｅ ｒ Ｓ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｅｎ ｉ ｅ ｒｎ
Ｖ ｏ１ ３ Ｎ Ｏ ２ ． ０ ．
化 ， 算 结 果 与 理 论 分 析一 致 。 计
关键词 ： 块式高温气冷堆 ； 模 中子 动 力 学 ； 进 准 静 态 方 法 改
中图 分 类 号 ： ＴＬ４ ２ 文献标志码 ： Ａ 文章 编 号 ： ２ ８０ １ （ ０ ０ ０ — １ ５０ ０ ５ —９ ８ ２ １ ）２０ ３ ９
ｃ ｏｍｐ ａ ｉ ｐ ｏｇ ａ ｕｔ ｔｏｎ ｒ ｒ ｍ ｉ ｄ ｖ ｌ ｐｅ ｓ ｅ ｅ ｏ ｄ． Ｆｏｒ ｈｅ ｕ ｏｓ ｂｌ Ｍ ＨＴＧＲ ｍｏ ｌ ｔ ｃ ｒ ｔ ｓ ｐｐ ａ ｅ ｄｅ ， ｈｅ ｏ ｅ ｎ ｕｔｏｎ ｃ ｓ ｓｍｕｌ ｔ ｄ．Ａ ｔｔ ｅ ｉ ｔａ ｏ ｙ ｓ ａ ｅ，ｔ ａ ｃ ａ ｅ ｅ ｕｌ ｒ ｍ ｈ ｓ ｃ ｅ ａ ｅ ｒ ｉ ｓ ｉ ｉ ａｅ ｈ ｎｉｉｔ ｒ ｔ ｔ ｈｅ ｃ ｌｕｌ ｔ ｄ ｒ ｓ ｔｆ ｏ ｔ ｉ ｏｄ ｎｄ
AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析
图1 PRHR HX 自然循环示意图
热交换器中的压力与反应堆冷却剂系统（RCS）压 力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现 象，热交换器中的水温与 IRWST 中的水温相同， 这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环驱 动压头。
IRWST 的 位 置 高 于 反 应 堆，PRHR HX 入 口 管 线 与 RCS 1环 路 的 主 管 道 热 段 相 连 接， 入 口 管 路上装有一个常开的电动阀。出口管线与蒸汽发生 器（SG）冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联 常关气动阀。反应堆正常运行时，一旦收到安全驱 动信号，出口管路上的两个气动阀自动打开。由于 PRHR HX 和反应堆之间存在着位差和温差，因此 气动阀打开后即产生反应堆冷却剂的自然循环流， 其方向与主泵产生的强制流方向相同。主泵脱扣前， 主泵能同时为 PRHR HX 提供强制流。主泵停止后 反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱。
AP1000 PRHR HX 自 然 循 环 试 验 验 证 了 PRHR HX 触发后在自然循环工况下带走堆芯衰变 热的能力，本文通过分析试验方法及试验过程中的 电厂数据，包括 PRHR HX 入口、出口温度，流道 压力、流量等参数，共421组试验数据（总时长7分 钟，间隔1秒），计算结果表明，PRHR HX 具有足 够的导热能力，大于设计预期，能带走堆芯衰变热。
试验方法充分考虑了试验目的的需要，利用堆 芯衰变热验证 PRHR HX 的导热能力，具有可行性， 并从电厂安全角度确保了机组状态可控，以及在执 行性上具有可操作性。
4 PRHR HX 换热量计算和分析
3 PRHR HX 自然循环试验方法评估与分析 3.1 试验简介
试验目的在于验证在正常运行温度下非能动余 热排出热交换器（PRHR HX）可以依靠自然循环排 出堆芯裂变产物衰变热的能力。先决条件是机组满 功率正常运行。
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高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析
秦亥琦;李晓伟;柳雄斌;张丽;吴莘馨;郑艳华
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2023(57)2
【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。
【总页数】9页(P225-233)
【作者】秦亥琦;李晓伟;柳雄斌;张丽;吴莘馨;郑艳华
【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL352.1
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