气冷堆

摘要： 【美国超安全核公司网站2022年8月29日报道】美超安全核公司(USNC)与韩现代工程公司(Hyundai Engineering)近日签署两份协议;一份是采购框架协议,将双方的合作领域扩展至气冷微堆的全球部署;另一份是合作备忘录,将联合开发多用途高温气冷堆(MP-HTR)。此前,两家公司已于2022年签署两份合作协议:1月签署业务合作协议,6月签署工程合作协议。

摘要： 该文介绍了气冷堆的发展历程,对气冷堆发展至今所使用过的冷却剂材料进行了性能分析.在此基础上,结合气冷堆特点、运行条件和材料性能要求对冷却剂进行比选.并从冷却剂材料应用对气冷堆循环方案影响的角度进行了分析.氦气作为目前应用最广的冷却剂工质,其性能可以满足堆芯冷却要求.但如采用氦气直接循环,因其难以压缩,透平和压气机的研发面临诸多挑战.因此推荐采用氮气透平间接循环作为研发阶段的过渡和技术积累.同时国际上针对冷却剂技术也提出了诸多开发方向,但均处于研制阶段,技术成熟度不高.

摘要： 【世界核新闻网站2021年6月24日报道】2021年6月23日,英国政府与法国电力公司(EDF)就7座先进气冷堆(AGR)核电厂共计14台机组的退役事宜签署修订后的协议。这7座核电厂将在未来10年陆续停运。英国商业、能源和工业战略部(BEIS)表示,修订后的协议将为英国节省10亿英镑(14亿美元)支出。原协议规定由法电负责这7座核电厂的全寿期管理,而修订后的协议则在法电保留原有职责的同时,将充分利用核退役管理局(NDA)的专业技能,并由其子公司镁诺克斯有限公司(Magnox Ltd)承担部分工作。

摘要： 高温气冷堆作为极具发展前景的第四代核能系统之一,一直受到着核能界的广泛关注.本文介绍了气冷堆的发展历程,对气冷堆发展至今所使用过的冷却剂材料进行了性能分析,在此基础上,结合模块式高温气冷堆的特点、运行条件和材料性能要求对冷却剂进行比选.氦气作为目前应用最广的冷却剂工质,其性能可以满足要求,但如果气冷堆采用气体直接透平循环,氦气因压比较小,因此气机的研发面临诸多挑战.为解决此类问题,国际上对于冷却剂研发也提出了诸多解决方案,但均处于研制阶段,技术成熟度不高.因此,综合调研、分析、必选结果,在当前阶段推荐采用气体间接透平方式作为过渡和技术积累.

摘要： 【法电能源公司网站2021年6月7日报道】法国电力公司(EDF)2021年6月7日决定将英国邓杰内斯B核电厂转入卸料阶段,意味着这座核电厂将永久关闭。邓杰内斯B拥有2台545兆瓦先进气冷堆(AGR)机组,分别于1983年和1985年实现首次并网发电。由于面临其他先进气冷堆电厂未曾出现的一系列独特技术难题,该电厂自2018年9月以来一直处于停运状态。虽然许多难题已被攻克,但部分关键设备仍面临独特的技术风险。因此,法电决定关闭这座电厂。

摘要： 【欧洲核学会核新闻网(NucNet)2021年7月21日报道】美国橡树岭国家实验室(ORNL)与分析和测量服务公司(AMS)近日合作完成供小型轻水堆使用的传感器测试。美国能源部表示,将与美国核能企业共享相关数据,以供开展先进小型轻水堆传感器研究。这些数据还可为气冷堆、液态金属冷却堆或熔盐堆等先进反应堆的设计提供支持。

摘要： 【世界核新闻网站2021年11月29日报道】2021年11月26日,英国亨特斯顿B核电厂1号机组永久关闭,结束了其长达46年的运行寿期。预计该电厂2号机组将于2022年1月永久关闭。亨特斯顿B拥有2台49万千瓦先进气冷堆机组,均于1967年11月启动建设,分别于1976年2月和1977年3月实现首次并网发电。

摘要： 【世界核新闻网站2020年6月3日报道】2020年6月3日,日本原子能研究开发机构(JAEA)获得原子力规制委员会(NRA)发放的许可,可以对高温工程试验堆(HTTR)进行安全升级,以便能满足在2011年福岛核事故后发布的新安全要求。这是规制委首次为气冷堆发放重启许可。

摘要： 【世界核新闻网站2020年6月2日报道】意大利经济发展部2020年5月20日颁布法令,批准意大利核电管理公司(Sogin)启动拉蒂纳核电厂第一阶段退役工作。拉蒂纳有一座210 MWe镁诺克斯型(Magnox)气冷堆,1964年1月投运。受1986年苏联切尔诺贝利核事故影响,1987年12月永久关闭,是意大利4台核电机组中最后一台获得退役许可的机组。

摘要： 【美通社西雅图2020年9月1日电】美国超安全核公司(USNC)近日在盐湖城(Salt Lake City)建成一座燃料设施,以支持该公司拥有知识产权的“全陶瓷微封装”(FCM)燃料研发。该设施研发的材料将可供该公司微型模块堆(MMR)以及包括气冷堆、轻水堆、加压重水堆和熔盐堆在内的多种反应堆使用。

摘要： 为研究氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附和解吸附行为,本文利用密度泛函理论,采用氢原子代替氚原子的办法,通过理论计算得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的结合能,通过模型分析得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附、解吸附机理与相应的份额,并得到HTR-10在20年寿期末各部分氚的累积量及事故工况下氚释放量的估计值.本文结果为研究估算高温气冷堆氚释放的机理提供了一条新思路.

摘要： 球床广泛应用于涉及能量传递的工业系统中，如高温气冷堆(HTGR), ITER中的氟增殖层、催化剂床以及高性能绝热器等。高温气冷堆(HTGR)是先进的第四代核电技术，其堆芯由燃料球随机堆积而成。研究球床中气固两相传热与流动特性，对发展球床式高温气冷堆有着重要意义。本文针对球床中气固两相传热与流动过程,给出考虑Forchheimer阻力以及孔隙率分布的多孔介质计算模型.计算表明随着瑞利数Ra和达西数Da的增加,平均换热系数Nuavg随之显著上升.有效热导率是球床的重要参数,改进后的ZBS 模型与实验结果符合一致,在高温堆正常运行工况下(～900°C)辐射换热起主导作用.随着球床加热功率的升高以及气体压力的降低,气体流动换热强度逐渐降低.

摘要： 作为国家科技重大专项的高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)在山东荣成正式开工建设,为验证HTR-PM堆芯出口热气混合结构是否满足混合要求,利用建立的缩比模型实验台架,进行了两支路(热气支路及冷气支路)3个系列工况的实验,实验包括:定流量变温差实验、定温差变流量实验、定温差与总流量变流量比实验.通过对实验数据进行分析,得出两支路工况下,热气混合结构的混合效率均在98％左右.通过与蒸汽发生器的入口温度要求进行对比分析,可得出在考虑不经过堆芯的漏流的两支路工况条件下,HTR-PM堆芯出口的热气混合结构能满足热混合的要求.

摘要： HTR-PM采用球床堆芯,没有堆内探测器.仅在反射层中布置一定数量的热偶,在外围结构材料中有少量中子探测器.对反应堆堆芯的运行状态进行监测,基本依赖有限的热偶及中子探测器的读数.在反应堆运行状态监测系统中,通过谐波综合法等方法可以利用芯外中子探测器读数获得堆芯功率分布等信息;而热偶读数尚没有得到充分的分析和利用;综合利用两者读数,相信会对获得更精确的堆芯状态信息有帮助.相对与功率分布,温度分布非线性导致对热偶读数的处理更加的困难.这些导致目前对堆芯功率的重构、控制棒棒位的监测,主要依赖于中子探测器的读数.本文对热偶读数随反应堆堆芯运行状态的规律进行分析,并尝试利用热偶读数,结合中子探测器提供的信息,尝试新的获得控制棒棒位等参数的途径.

摘要： 清华核研院研制了模拟高温气冷堆温度、气体氛围的试验装置。该装置涉及高温堆的主要温度范围，并处于碳还原环境中。温度的稳定、准确测量是实验的关键。本文对实验装置构成进行了简要介绍。对测温系统的软硬件设计进行了详细介绍，包括传感器选择、数据采板卡与网络、软件编写等。

摘要： 采用大涡模拟(LES)方法,对Re=3.9×103,倾斜角α=45°的有限长倾斜圆柱绕流进行了数值模拟,主要从尾涡结构,展向不同位置处压力、阻力、升力,以及频谱分析等方面对倾斜圆柱绕流的展向特性进行了深入研究.结果表明:当流体绕流有限长倾斜圆柱时,在圆柱上游端的背侧会形成一对规律脱落的轴向涡带;且倾斜圆柱绕流沿展向可以分为三个不同的区域:近上游端板区,中间区域和近下游端板区.在近上游端板区的圆柱背部,圆柱的尾涡结构呈现出很强的三维流动状态和涡脱落的不规律性;在中间区域,尾涡结构呈现准二维流动状态且为规律的卡门涡脱落;在近下游端板区,由于轴向流在下游端板聚集造成该区域的压力较高.

摘要： 采用大涡模拟(LES)方法,对Re=3.9×103,倾斜角α=45°的有限长倾斜圆柱绕流进行了数值模拟,主要从尾涡结构,展向不同位置处压力、阻力、升力,以及频谱分析等方面对倾斜圆柱绕流的展向特性进行了深入研究.结果表明:当流体绕流有限长倾斜圆柱时,在圆柱上游端的背侧会形成一对规律脱落的轴向涡带;且倾斜圆柱绕流沿展向可以分为三个不同的区域:近上游端板区,中间区域和近下游端板区.在近上游端板区的圆柱背部,圆柱的尾涡结构呈现出很强的三维流动状态和涡脱落的不规律性;在中间区域,尾涡结构呈现准二维流动状态且为规律的卡门涡脱落;在近下游端板区,由于轴向流在下游端板聚集造成该区域的压力较高.

摘要： 采用大涡模拟(LES)方法,对Re=3.9×103,倾斜角α=45°的有限长倾斜圆柱绕流进行了数值模拟,主要从尾涡结构,展向不同位置处压力、阻力、升力,以及频谱分析等方面对倾斜圆柱绕流的展向特性进行了深入研究.结果表明:当流体绕流有限长倾斜圆柱时,在圆柱上游端的背侧会形成一对规律脱落的轴向涡带;且倾斜圆柱绕流沿展向可以分为三个不同的区域:近上游端板区,中间区域和近下游端板区.在近上游端板区的圆柱背部,圆柱的尾涡结构呈现出很强的三维流动状态和涡脱落的不规律性;在中间区域,尾涡结构呈现准二维流动状态且为规律的卡门涡脱落;在近下游端板区,由于轴向流在下游端板聚集造成该区域的压力较高.

摘要： 采用大涡模拟(LES)方法,对Re=3.9×103,倾斜角α=45°的有限长倾斜圆柱绕流进行了数值模拟,主要从尾涡结构,展向不同位置处压力、阻力、升力,以及频谱分析等方面对倾斜圆柱绕流的展向特性进行了深入研究.结果表明:当流体绕流有限长倾斜圆柱时,在圆柱上游端的背侧会形成一对规律脱落的轴向涡带;且倾斜圆柱绕流沿展向可以分为三个不同的区域:近上游端板区,中间区域和近下游端板区.在近上游端板区的圆柱背部,圆柱的尾涡结构呈现出很强的三维流动状态和涡脱落的不规律性;在中间区域,尾涡结构呈现准二维流动状态且为规律的卡门涡脱落;在近下游端板区,由于轴向流在下游端板聚集造成该区域的压力较高.

摘要： 在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分.特别是在出现了系统失流亊故时,辐射换热将会成为保证.燃料安全的主要冷却手段.本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序.程序中采用将燃料元件棒转化为同心圆环的方式简化辐射角的计算,并加入了隔层辐射模型.使模型更加贴近实际.采用分別将程序中的几个模块的计算结果与CFX计算结果对比的方式来达到程序验证的目的.验证结果显示程序RHTPB具有良好的表现,能够满足于反应堆安全计算的需要.本文使用RHTPB程序进行了气冷CANDU燃料组件停堆后余热徘出的模拟算例,结果表明气冷CANDU燃料组件在失流事故后,有能力依靠辐射换热完成余热排出.

摘要： 本发明提供了一种高温气冷堆的功率控制方法，包括：获取高温气冷堆的核功率设定值、核功率测量值和冷却剂温度测量值；根据所述的高温气冷堆的核功率设定值和核功率测量值，确定冷却剂温度设定值；根据所述冷却剂温度设定值和冷却剂温度测量值，确定冷却剂流量设定值；和根据所述的冷却剂流量设定值，控制冷却剂驱动装置的功率。

摘要： 本公开提供一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳底板水平度调整方法，包括：步骤一、堆芯壳初次落位及测量：步骤二、调整垫板加工量的计算：步骤(21)、建立空间坐标系，堆芯壳底板上的所有测点坐标(xi，yi，zi)依次绕x轴旋转角度θx、绕y轴旋转角度θy，得到新坐标(x′i，y′i，z′i)，使得新坐标满足堆芯壳底板水平度要求，则对应的旋转角度θx、θy，即为堆芯壳所需调整的精确角度；步骤(22)、结合堆芯壳热气导管法兰与压力容器热气导管管嘴法兰圆心标高差值h1，计算出第一支承滚柱调整垫板的加工量；步骤三、调整垫板的加工及安装。测量过程仅需进行一次，避免了反复测量调整工作，作业时间缩短，节约工期，降低了设备磕碰、受损风险，有效降低人员作业安全风险。

摘要： 本发明涉及高温气冷堆技术领域，具体涉及一种高温气冷堆吸收球落球限位装置及球床式高温气冷堆。高温气冷堆吸收球落球限位装置，包括：安装组件，至少设有两个，多个安装组件的轴线相互重合，多个安装组件之间可拆卸连接；弹性缓冲件，安装在相邻的两个安装组件之间，弹性缓冲件与安装组件同轴设置；移动电极，安装在位于两端的两个安装组件上，安装组件设有移动电极的一面背离弹性缓冲件设置。通过安装在安装组件上的移动开关控制开始送料和停止送料的信号，移动开关埋设在安装组件内，能够更好地耐受高温高压和强辐射，其工作寿命远长于行程开关，克服了行程开关更换不便的问题，避免了行程开关更换时发生辐射泄漏的风险。

摘要： 本发明公开了一种高温气冷堆、高温气冷堆余热排出系统及其运行方法，所述高温气冷堆余热排出系统包括换热器、冷却器、膨胀水箱、液位检测装置、隔离阀和泄压阀，所述冷却器与所述换热器通过第一管路和第二管路连通，所述膨胀水箱通过第三管路与所述第一管路和所述第二管路中的一者连通，所述液位检测装置设在所述膨胀水箱内，所述隔离阀设在所述第三管路上，所述泄压阀设在所述第一管路和所述第二管路中的一者上，所述膨胀水箱内的液位大于预设值时，所述隔离阀开启且所述泄压阀关闭，所述膨胀水箱内的液位小于等于预设值时，所述隔离阀关闭且所述泄压阀开启预设时间。本发明实施例的高温气冷堆余热排出系统具有安全性高等优点。

摘要： 本发明实施例提供的高温气冷堆燃料元件输送系统包括燃料供应装置、卸料装置、提升装置和分配阻流装置。卸料装置设于高温气冷堆的下方，卸料装置包括碎球分离装置，碎球分离装置与高温气冷堆的下端相连，提升装置的下端与碎球分离装置的第一出口相连，以将燃料元件提升至预设高度，提升装置的提升最高点高于高温气冷堆的上端，提升装置的提升最低点低于碎球分离装置的下端。分配阻流装置的上端低于提升装置的提升最高点，分配阻流装置的下端高于高温气冷堆的上端，分配阻流装置与提升装置的上端相连，分配阻流装置的第三出口与高温气冷堆的上端相连。本发明具有较高的运输效率和稳定性，同时也具有较高的灵活性。

摘要： 本发明涉及一种棱柱式高温气冷堆下反射层、堆芯和高温气冷堆，属于核技术领域，下反射层由多个石墨砖构成，所述石墨砖内部开有腔室和槽道，所述腔室位于所述石墨砖的中心位置，用于流通冷却剂；所述槽道位于所述石墨砖的上段，槽道入口位于所述石墨砖的上端面上，并与堆芯冷却剂出口连通，槽道出口与所述腔室连通。本发明提供的下反射层结构可用于将冷却剂汇流，提高冷却剂流出堆芯的均匀性，并通过结构布置调整冷却剂流量分配以展平堆芯温度分布。

摘要： 本发明公开一种燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统，涉及高温气冷堆技术领域，以解决现有的燃料球在不停堆换料时容易产生粉尘污染的技术问题。本发明所述的燃料元件，包括：多个包含燃料元件的燃料盒，该燃料盒采用正四面体结构、正四边形棱柱体结构或正六边形棱柱体结构，燃料元件采用TRISO包覆颗粒燃料；并且，燃料盒的侧壁开设有多个孔。

摘要： 本发明提供了一种高温气冷堆的功率控制方法，包括：获取高温气冷堆的核功率设定值、核功率测量值和冷却剂温度测量值；根据所述的高温气冷堆的核功率设定值和核功率测量值，确定冷却剂温度设定值；根据所述冷却剂温度设定值和冷却剂温度测量值，确定冷却剂流量设定值；和根据所述的冷却剂流量设定值，控制冷却剂驱动装置的功率。

摘要： 本发明提供一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统，冷却方法包括包括如下步骤：氦气在反应堆和第一循环回路之间循环，以传递反应堆的热能；导热油在第二循环回路中循环，以传递氦气的热能；其中，在所述第一循环回路与所述第二循环回路之间设置热交换器，热交换器将氦气的热能传递至导热油；有机工质在第三循环回路中循环，以传递导热油的热能；其中，在所述第二循环回路与所述第三循环回路之间设置蒸发器，蒸发器将导热油的热能传递至有机工质，有机工质受热蒸发形成蒸汽；蒸汽做功后形成乏汽，乏汽冷凝后循环至所述蒸发器。本发明的一个技术效果在于，设计合理，提高了堆芯的冷却效率。

摘要： 本实用新型公开一种燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统，涉及高温气冷堆技术领域，以解决现有的燃料球在不停堆换料时容易产生粉尘污染的技术问题。一种燃料元件，多个包含燃料元件的燃料盒，所述燃料盒采用正四面体结构、正四边形棱柱体结构或正六边形棱柱体结构，所述燃料元件采用TRISO包覆颗粒燃料；所述燃料盒的侧壁开设有多个孔。本实用新型所述的燃料元件，包括：多个包含燃料元件的燃料盒，该燃料盒采用正四面体结构、正四边形棱柱体结构或正六边形棱柱体结构，燃料元件采用TRISO包覆颗粒燃料；并且，燃料盒的侧壁开设有多个孔。