麻省理工学院新浮动核电站

哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排
放系统（EUF）
项目概述
安全壳过滤排放系统的主要功能是在反应堆发生严重事故时确保安全壳的完整性，以最大程度地避免放射性物质外泄，减少对人员及环境的伤害。

该系统的主要组成部分是两级清洗单元，其中，第一级是采用湿式过滤技术的文丘里水洗器，它包含几个淹没在水洗溶液以下的文丘里管，含尘气体在文丘里管内加速，获得较高的动压，将进入文丘里管喉部的水洗溶液雾化，以达到除尘目的。

第二级是高效的金属纤维过滤器，采用多层不同直径的金属纤维组合而成，用以去除穿过文丘里水洗器的液滴和微小气溶胶。

在反应堆正常运行期间，该系统通过隔离阀与安全壳相互隔离，处于备用状态；在反应堆发生严重事故后，开启系统中的隔离阀门，系统投入运行，将安全壳内的气体通过两级过滤后排放到大气中。

目前该系统已经完成样机实验，结果表明：该系统能够满足气溶胶去除效率≥99.99%；元素碘去除效率≥99.5%；甲基碘去除效率≥90%的技术指标。

项目成熟情况
目前针对不同的运行工况已经进行了大量的样机实验，实验结果表明，该系统能够满足技术指标要求。

应用范围压水堆核电厂。

可控核聚变能源发展史和外来材料可控核聚变能源发展史—自1957年开始20世纪50年代，随着核裂变发展的不断深入，科学家们开始研究一种新的能源形式——核聚变，1957年，英国爱丁堡大学的英国物理学家，菲尔普斯教授在爱丁堡大学的研究室里研发了世界上第一台核聚变装置，也就是如今著名的Zeta装置。

将研究室中的反应堆作为Zeta装置的核心部分，它是为了对反应堆的核聚变进行研究而设计的装置，但这台装置的发展没有达到科学家们想要的结果。

1968年，法国科学家搭建了世界上第一个可控核聚变反应堆，称为Tore Supra，它是促进核聚变能源发展的标志性事件。

Tore Supra在许多方面都是核聚变技术发展史上的一个里程碑。

它不仅更好地控制反应堆，而且节约了能源，大大提高了核聚变装置的效率。

Tore Supra的成功开启了核聚变能源的发展。

1983年，日本科学家在福岛的实验室里创造出了另一个核聚变装置，称为JT-60，它是一种非常先进的反应堆，可以控制核聚变反应，这是核聚变能源发展的新里程碑。

JT-60的出现为下一步核聚变反应堆的发展提供了科学依据，为未来的可控核聚变能源做好了准备。

次年，在英国肯特郡，英国物理学家研发了一种新型反应堆，称为JET，它具有可控核聚变能源的能力，并被认为是核聚变能源发展史上的里程碑，它不仅实现了可控的核聚变，而且证明了可控核聚变能源的可行性。

目前，随着科学家们在核聚变技术上的不断努力和成就，可控核聚变能源在国际上受到普遍好评，它被认为是解决代替燃料能源短缺、资源逐渐枯竭以及低碳经济发展的可能性之一。

未来，可控核聚变能源将继续发展，为全世界带来更多的环境和经济发展可能性。

世界上最⼩的核电站是哪个
利⽐诺核电站(俄语:БилибинскаяАЭС)是俄罗斯联邦楚科奇⾃治区⽐利⽐诺的⼀座核电站，安装四台EGP-6型核反应堆，装机容量48MWe，是世界上最⼩的核电站，也是北半球纬度最⾼的核电站。

世界最⼩核电站-------------利⽐诺核电站
⽐利⽐诺核电站(俄语:БилибинскаяАЭС)是俄罗斯联邦楚科奇⾃治区⽐利⽐诺的⼀座核电站，安装四台EGP-6型核反应堆，装机容量48MWe，是世界上最⼩的核电站，也是北半球纬度最⾼的核电站。

不过48MWe也不容⼩觑，它1⼩时发的电可以够⼀个普通家庭(平均每⽉使⽤110度电)使⽤超过36年。

核电站的知识扩展：
核电站(nuclear power plant)是利⽤核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产⽣电能的发电⼚。

[1]⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。

核电站⼀般分为两部分：利⽤原⼦核裂变⽣产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和⼀回路系统)和利⽤蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)，使⽤的燃料⼀般是放射性重⾦属：铀、钚。

核电站可以分为以压⽔堆为热源的核电站、以沸⽔堆为热源的核电站、以重⽔堆为热源的核电站、由快中⼦引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

基于MATLAB的AP1000核电机组反应堆DNBR特性研究刘建全;石竟达;张柳柳;邱峰;贾浩;徐婷婷【摘要】以AP1000核电机组反应堆偏离泡核沸腾比(DNBR)特性为研究对象.针对该反应堆堆芯功率与原型反应堆相比增加较为明显的状况,利用Matlab软件进行了DNBR的计算,并与原型反应堆进行了对比分析.计算结果表明:DNBR与临界热流密度(CHE)不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大,先减小后增大;各工况负荷情况的DNBR值均大于原型反应堆的对应值,AP1000反应堆运行安全特性明显高于常规核电机组反应堆;反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于运行在低功率下的DNBR值,反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加容易造成偏离泡核沸腾(DNB);质量流密度、含汽率、压力及进口欠热度等因素均对CHF产生影响,进而影响到DNBR值.【期刊名称】《上海电力学院学报》【年(卷),期】2015(031)006【总页数】6页(P505-510)【关键词】反应堆;临界热流密度;偏离泡核沸腾比;安全特性【作者】刘建全;石竟达;张柳柳;邱峰;贾浩;徐婷婷【作者单位】上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090;上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090;上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090;上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090;上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090;上海电力学院能源与机械工程学院,上海200090【正文语种】中文【中图分类】TM623;TL411AP1000核电机组反应堆属于第三代先进压水反应堆,堆芯燃料棒平均线功率与原型反应堆相比增加不明显,但堆芯核功率均有明显增加,反应堆堆芯核功率为3 400 MW,燃料组件长度为35.6 cm,堆芯温升为42.6 ℃左右(西屋公司原型1 000 MW压水堆热功率为2 895 MW左右,燃料组件长度为30.5 cm,堆芯温升为30 ℃左右).原型压水堆运行试验过程中出现了局部微沸腾现象,此工况下燃料棒局部温度超过了一回路15.5 MPa对应的饱和温度,[1-5]即存在微沸腾现象.先进反应堆的整体核功率明显增加,但AP1000机组堆芯同等截面尺寸下功率增加了17.4%.为此本文进行了AP1000核电机组反应堆的偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)计算分析,并同原型反应堆计算结果进行了对比分析.AP1000核电机组反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成,每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段,共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路,稳压器接在其中一条环路上.核反应堆及一回路冷却剂系统见图1.热功率(包括主泵产生的热功率)为3 415 MW,堆芯由157个35.6 cm的Robust 燃料组件构成,其设计基本上保持了传统压力反应堆(Pressure Water Reactor,PWR)堆芯设计的思想.以17×17 Robust和17×17 XL Robust(No IFM)燃料组件为基础.燃料密度更均匀,计算功率峰因子Fq 时不考虑燃料芯块的密实化效应.最大燃耗65 000 MWd/tU.每个环路上的热段管道内径为78.7 cm,冷段管道内径为55.9 cm;其中一个环路上有1根螺旋形稳压器波动管;环路没有交叉段管道;上壳体有2根堆芯出口接管,4根堆芯入口接管,2根直接安注接管.反应堆如果运行在偏离泡核沸腾(Departure from Nucleate Boiling,DNB)情形下,容易导致燃料棒包壳损毁甚至燃料芯块熔化.为了确保堆芯及燃料包壳的安全,AP1000核电站反应堆设计的准则是DNBR>1.22.[6-10]采用设计值进行计算,反应堆堆芯核功率为3 400 MW,燃料组件长度为35.6 cm,堆芯温升为42.6 ℃,计算方式有以下6种.Biasi关系式由均匀加热的圆形通道实验数据整理而成,主要用于低含汽率情况,即: 式中:q0——临界热流密度,W/m2;D——圆形通道的直径,如果是棒束则应该用等效直径De代替;G——流体的质量流密度,kg/(m2·s);xE——计算点的热平衡含汽率;n——指数,取值分两种情况,当D≥0.01 m时,n=0.4;当D<0.01 m时,n=0.6; p——单位面积的压力,MPa;F(p)——与压力相关的两相流动参量.w-3公式由西屋电气公司开发,是压水堆最常使用的著名公式,它适用于流动的欠热泡核沸腾和低含汽率的饱和泡核沸腾工况,因而是典型的描述DNB的CHF公式,即:[7-15]式中:qDNB——临界热流密度,W/m2;p——压强,Pa;hf——对应压力下饱和水比焓,kJ/kg;hin——冷却剂进口处水的比焓,kJ/kg.反应堆冷却剂通道如图2所示.等效直径的计算公式为:式中:L——两个燃料棒中心的距离,取12.6 mm;D——燃料棒的直径,取9.5 mm;A——通流区域的面积;S——通流区域的周长.质量流密度的计算公式为:式中:v——冷却剂流速,m/s;ρ——冷却剂密度,kg/m3.插值法计算压强p下,饱和水比焓hf(p)以及汽化潜热hfg(p)为:式中:hf(p1),hfg(p1)——压强为p1时的饱和水比焓和汽化潜热;hf(p2),hfg(p2)——压强为p2时的饱和水比焓和汽化潜热.热平衡含汽率的计算公式为:式中:hout——冷却剂的出口焓,可以用所涉及的插值法计算得到.实际热流密度的计算公式为:式中:燃料棒R面平均热流密度,取值648 832;FRN——径向核热管因子,取值1.35;E——核裂变能;FqE——热流量工程热点因子,取值1.03;Pth——轴向功率基准功率与归一化功率均值的乘积.为了确保计算数据的充分性,本文利用MATLAB软件编写了AP1000反应堆及原型反应堆热工水力计算程序,进行了AP1000与原型反应堆的CHF与DNBR计算. 为了研究DNB的成因以及DNB对堆芯损坏的影响,分别选取了50%,75%,100%核功率工况3种负荷下CHF和DNBR的计算结果进行分析.50%,75%,100%核功率工况下的计算结果见图3,图4和图5,其中热流密度数量基为106.由图3可以看出,DNBR与CHF不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大,先减小后增大.燃料棒DNBR沿轴向分布最小的区域,即为燃料棒最薄弱的区域.通过改变影响DNBR的因素可知,温度对DNB的影响显著.另外,3种负荷下的计算值对比表明,反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于低功率运行时的DNBR值,说明反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加造成DNB的概率大大增加.提高CHF值对于压水堆的安全具有十分重要的实际意义.因此,分析影响CHF的参量和因素,进而获得提高CHF的办法是一个重要的课题.[13-16]本文对CHF产生密切影响的因素,如质量流密度G、含汽率xE和p以及进口欠热度,通过热工水力计算程序计算结果,并对比DNBR进行了分析.在欠热泡核沸腾和含汽率很低的饱和泡核沸腾区,流体的扰动随质量流密度的增大而增强,此时,汽泡容易脱离加热面,从而使得CHF值增加.计算结果表明,当质量流密度增加到一定数值之后,CHF随质量流密度的继续增加而增速变缓.分析原因为:在高含汽率的环状流工况下,增加质量流密度会产生较多的液滴夹带,易使加热壁面上的液膜蒸干,从而使CHF减小.但当质量流密度很高时,增加质量流密度又会使CHF稍微增大.在质量流密度较低时,无论在欠热区还是在含汽区,CHF总是随质量流密度的减小而迅速减小.因此,AP1000反应堆随着入口冷却剂质量流密度变化而稍有增加,但变化并不明显.计算结果表明,临界热流密度总是随含汽率的增大而减小.而且当含汽率越大或压强越高时,含汽率对临界热流密度的影响减弱.AP1000反应堆由于入口温度的变化进一步降低,含汽率较小.对压力变化过程进行了计算.计算结果表明,在低压段,临界热流密度随压力的升高迅速增大,单位面积压力大约在3~7 MPa时,临界热流密度达到最大值,而后又随压力的增加而逐渐减小.AP1000反应堆由于冷却剂压力变化并不明显,因此压力对临界热流密度的影响不大.进口处水的欠热度越大,则在加热面上形成稳定的汽膜所需的热量就越多,即CHF值越高.但当欠热度增大到某一个数值时,热通道中的冷却剂就会发生汽水两相流动不稳定性,导致热通道内冷却剂流量减小,从而使CHF值下降.同样,当进口欠热度小于某一数值时,也会使汽水两相流动出现不稳定性.因此,进口水的欠热度大小,不但会直接影响CHF值,而且还会因汽水两相流动不稳定性而间接影响CHF值.计算结果表明,AP1000反应堆由于入口温度的变化进一步降低,但压力变化并不大,因此进口欠热度对CHF的影响较大.冷却剂通道尺寸对CHF的影响,通过通道进口长度L与通道直径D的比值来表示,一般来说,L/D值越小,受进口局部扰动的影响越大,因而CHF值越大.当L/D小于50时,L/D值的改变对CHF的影响较大;当L/D值大于50时,L/D值的改变对CHF 的影响较小.此外,相同实验条件下,不同形状通道的CHF值也不同.计算结果表明,AP1000反应堆由于冷却剂通道尺寸稍有增加,但变化并不明显.加热表面粗糙度的影响,只是对新燃料元件比较明显.表面粗糙度一方面可以增加汽化核心的数目,另一方面又可以增强流体的湍流扰动,在欠热泡核沸腾和低含汽率的饱和泡核沸腾情况下,这会使临界热流密度值增加.在高含汽率的环状流情况下,加热面粗糙度大,会加强流体的湍流扰动,使加热面上的一层液膜易于变薄,从而加速蒸干的到来.反应堆运行一段时间后,加热面上的粗糙度因受流体冲刷而变小,它对临界热流密度的影响随之变小.计算结果表明,AP1000反应堆燃料元件表面粗糙度变化并不明显,此项因素影响不大.(1) DNBR与CHF不是单纯的线性关系,而是随着轴向距离的增大呈先减小后增大的趋势;(2) 各工况负荷情况下,AP1000的DNBR值均大于原型反应堆的对应值,AP1000反应堆运行安全特性明显高于常规核电机组反应堆;(3) 反应堆运行在高功率下的DNBR值明显大于运行在低功率下的DNBR值,说明反应性引入事故下,堆芯核功率的突然增加容易造成DNB;(4) 质量流密度、含汽率、压力及进口欠热度均影响到CHF,从而影响到DNBR值,因此分析DNB特性时应针对各影响因素进行.E-mail:*****************.【相关文献】[1] 王为术,路统,赵鹏飞,等.超临界水冷堆类四边形子通道内超临界水的传热试验研究[J].中国电机工程学报,2014,34(20):3 356-3 361.[2]LIU J Q,SUN B M,LI Z S,et al.Three Dimensional Numerical Simulation on Nuclear Reactor I nterior Flow and Temperature Field of a 1000MW unit [J].Research Journal of Applied Scie nces Engineering and Technology,2013,6(11):2 019-2 026.[3] 阎昌琪,孙中宁.竖直管内两相流逆向流动特性研究[J].核动力工程,2001,22(1):15-18.[4]ISLAM M S,HINO R,HAGA K,et al.Experimental study on heat transfer augmentation for hi gh heat flux removal in rib-roughened narrow channels[J].Nuclear Science and Technology,1998,35(9):671-678. 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