高温气冷堆技术及堆芯中子动力学仿真计算

高温气冷堆技术及堆芯中子动力学仿真计算,宋英明南华大学核科学技术学院songyingming2014年5月,报告内容,一、背景及发展二、主要特点三、燃料元件四、堆体结构五、热工水力特性六、堆芯中子动力学仿真计算,一、背景及发展,随着全球经济的发展，对能源的需求在持续增加，由于能源资源量的限制，核能的作用是不可替代的。,和化石燃料相比，核能是一种清洁的能源，使用核能可减少对化石燃料的依赖，减少CO2和氮氧化物的排放，缓解全球温室效应，符合可持续发展战略。,核反应堆发展历程和方向,高温气冷堆发展历史,第一阶段早期气冷堆（Magnox）石墨慢化，CO2冷却，天然铀为燃料，镁诺克斯合金作为包壳材料。,第二阶段改进型气冷堆（AGR）石墨慢化，CO2冷却，2%左右的低加浓铀为燃料，不锈钢作为包壳材料。,第三阶段高温气冷堆（HTGR）石墨慢化，氦气冷却，全陶瓷型包覆颗粒燃料。,第四阶段模块式高温气冷堆（MHTGR）小型化+固有安全性。,第一阶段,早期气冷堆：Magnox堆石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒的包壳材料。,英国(1956年，45MW），后来在在英、法、意、日等建成一大堆这样的堆。,缺点：受限于金属铀和镁合金包壳不能耐更高的温度，Magnox堆的参数不能进一步提高。,二氧化碳出口温度：345400度；冷却气体工作压力：820个大气压；热效率：19.1%30%,第二阶段,改进型气冷堆（AGR）包壳：不锈钢（代替镁诺克斯）燃料：2%铀（代替天然铀）CO2温度：670（400）,英国(1963年，34MW）,缺点：尽管AGR在性能上比Magnox堆有了很大改进，但由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制(690)，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争。,二氧化碳进出口温度：290/675度；40个大气压；热效率：40%,第三阶段,高温气冷堆（HTGR）采用氦气作为冷却气体：化学性能惰性，热工性能良好。燃料元件：全陶瓷型包覆颗粒慢化剂和堆芯结构材料：耐高温的石墨,特点：氦气温度提高到750度以上甚至可达950-1000度，堆芯功率密度达6-8兆瓦立方米，用于发电的热效率可达40左右，而用于高温供热时总热效率可达60以上。,高温气冷堆（HTGR）英国1964年建造20MWth试验堆“龙堆”（Dragon）。美国1967年建成40MWe桃花谷（PeachBottom）实验堆。德国1966年建成15MWe的球床高温气冷堆（AVR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。,龙堆,64年达到临界，66年满功率运行，76年退役,桃花谷,67年建成并运行，74年退役,AVR,66年建成并运行，74年将氦气出口温度提高到950度运行，88年退役,目前已建成的高温气冷堆,清华大学10兆瓦高温气冷实验堆（HTR-10）,HTR-10反应堆压力容器顶部,HTR-10反应堆顶部,HTR-10反应堆容器和蒸汽发生器容器顶部(“肩并肩”布置),HTR-10氦气循环风机,HTR-10堆芯底部氦气出口热气联箱,HTR-10主控室,第四阶段,模块式高温气冷堆（MHTGR）背景：美国三里岛事故发生后，人们设法实现核反应堆的“绝对安全”。希望在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏，不会危及公众与周围环境的安全，也就是人们常说的实现反应堆的固有安全性。,特点：小型化固有安全性,目前在建：我国的HTR-PM南非的PBMR（已暂停）,小型化：以保证在任何事故条件下堆芯热量都可以通过自然对流、热传导和热辐射传出堆外。,国家重大专项,重大专项是为了实现国家目标，通过核心技术突破和资源集成，在一定时限内完成的重大战略产品、关键共性技术和重大工程，是我国科技发展的重中之重。16个重大专项：核心电子器件、高端通用芯片及基础软件，极大规模集成电路制造技术及成套工艺，新一代宽带无线移动通信，高档数控机床与基础制造技术，大型油气田及煤层气开发，大型先进压水堆及高温气冷堆核电站，水体污染控制与治理，转基因生物新品种培育，重大新药创制，艾滋病和病毒性肝炎等重大传染病防治，大型飞机，高分辨率对地观测系统，载人航天与探月工程等。,坚持以我为主，明晰技术发展路线。坚持压水堆-快中子增殖堆/高温气冷堆-核聚变堆技术路线。全面掌握第三代核电工程设计和设备制造技术，加快发展三代核电后续项目，尽快实现我国先进压水堆的自主设计、自主制造、自主建设和自主运行目标。国家核电中长期发展规划(20052020年),中国核电技术路线,二、主要特点,安全性好,发电效率高,用途广泛,燃耗较深，核燃料利用率高,厂址选址灵活,1、安全性好在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄等危害公众和环境安全或必须厂外应急的严重事故。（1）采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件采用全陶瓷包覆燃料元件，其破损外溢放射性的可能性极低。（2）采用全陶瓷堆芯结构材料石墨和碳块的熔点都在3000以上，绝不会发生堆芯熔毁的严重事故。,（3）采用氦气作冷却剂惰性气体，不发生化学反应，与反应堆的结构材料相容性好，避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题。（4）阻止放射性的多重屏障纵深防御，4道屏障。第1道屏障：全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆；第2道屏障：燃料元件外层的石墨包壳。第3道屏障：由反应堆和蒸汽发生器压力壳和连接这2个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界。第4道屏障：包容体（一回路舱室等）。,（5）非能动的余热排出系统,（6）反应性瞬变的固有安全性,高温气冷堆引入正反应性的事故主要有3种：,在功率运行条件下全部控制棒误抽出事故；,当蒸汽发生器出现断路事故时，二回路的水蒸汽进入一回路氦气冷却剂及堆芯燃料元件之间的空隙中，造成水进入堆芯的事故；,吸收小球瞬时排出的事故,700度的裕度，负反应温度系数,空冷器,反应堆,水冷壁,非能动余热排出系统,石墨材料中子吸收截面较少，中子经济性好，较多的剩余中子可以用来将232Th和238U转化成233U和239Pu，核燃料的转化比可达0.85。可以实现钍铀循环,2、燃耗较深，核燃料利用率高,包覆颗粒的燃耗可以达到150000MW.d/t，甚至更高。提高乏燃料的燃耗深度可以降低燃料元件的成本。但是，随着燃耗的加深，裂变产物的累积也增加，增加了裂变产物的反应性损失。,3、发电效率高,5、用途广泛,可以提供950度的高温氦气,可以获得更高的发电功率；氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。,发电；工艺热利用：制氢、海水淡化、煤气化液化等,4、厂址选址灵活,由于单堆功率小，可以采用空气冷却塔散热，可以建在冷水水源不足的地方。,三、燃料元件,燃料颗粒组成：核芯、缓冲层、SiC层、热解碳层（内、外）,核芯：燃料，如UO2、PuO2、ThO2,缓冲层：低密度的热解碳，密度约为1.1g/cm3，其中有很多的空隙，可以容纳气态裂变产物。,热解碳层：致密热解碳，密度约为1.9g/cm3，承压，阻止裂变产物的扩散迁移。,SiC层：碳化硅具有更好的机械性能。承压，阻留裂变产物。用以防止金属裂变碎片铯、锶、钡等的扩散迁移。,核芯,缓冲层,SiC层,热解碳层,60mm,1mm,0.5mm,每个燃料球中含有约2万颗包覆燃料颗粒,核芯：UO2,包覆颗粒,石墨球,燃料元件的温度限制：1600度,二氧化铀芯块,多孔碳(缓冲层),碳化硅,热解碳,PARTICLES,COMPACTS,FUELELEMENTS,棱形燃料元件,燃料元件的温度限制：1600度,主要受限于SiC层材料温度性能的限制。,燃料温度超过1250度，将出现金属裂变产物从包覆颗粒向外迁移。,燃料温度超过1600-1650度，开始出现裂变产物对SiC层的侵蚀。,燃料温度超过2100度，出现SiC层热稳定性问题。,SiC层发生破损时，铀燃耗后产生的裂变产物将扩散出来，进入一回路中，一部分固体裂变产物沉积在石墨粉尘上，一部分沉积在蒸发器传热管上。,SiC层破损：制造过程破损、辐照破损,制造过程破损：包覆工艺中或者球形燃料元件压制过程,辐照破损：包覆颗粒受到各种辐照破损机制的影响出现破损，与燃耗深度和运行温度密切相关。,一旦发生一回路系统失压事故，这些放射性将释放到周围环境中。,氦气透平直接循环，裂变产物还可能沉积在氦气透平发电机组上。,四、堆体结构,堆芯由球形燃料元件和石墨反射层组成。球形燃料元件:堆顶部连续装入，堆芯底部卸料管连续卸出。卸出的乏燃料经过燃耗测量后决定是否再次送回堆内使用,两套控制和停堆系统(侧向反射层内)。控制棒系统:用于功率调节和反应堆热停堆；小球停堆系统:吸收体小球直径为10mm的含碳化硼的石墨球，用于长期冷停堆。,内壁面凹坑：防止“结晶化”现象,球床堆芯的优点是：采用不停堆换料有利于提高堆的可用率；功率分布和燃料的燃耗深度都较均匀；球形燃料元件的设计和制造较为简单；其缺点是：为实现燃料多次循环而设置的装卸料系统比较复杂，其可靠性不如常规的停堆换料装置；反射层更换较难，需采用寿命长、耐辐照的高品质石墨。,主氦风机,蒸汽发生器,热气导管,控制棒传动机构,27000个燃料元件堆积的堆芯,反应堆压力壳,由于高温气冷堆的多层屏障保证，因而不需要设置安全壳，而是设计一回路舱室起到阻力放射性物质向周围释放的作用。无气密性和承全压的要求。,1、正常工况，由排风系统保持一回路舱室的负压，并且排风需过滤由烟仓排出。,2、当发生一回路压力边界破坏的冷却剂失压事故，一回路舱室内压力超过大气压0.1bar时，自动打开事故排气管道的爆破膜，一回路舱室内气体直接排入大气。,五、热工水力特性,氦气：与其他气体相比，氦气的传热能力优越。但是氦气的密度低，载热能力有限，因而需要通过提高一回路中的压力。但过高的压力使压力壳成本增加，因而一般为4-7MPa。,堆芯氦气流向：自上而下。主要由于氦气出口温度很高，如果选择自下而上的流向，堆芯的上部温度将很高，会给设置在堆顶压力壳的控制棒传动机构带来极大的影响。,提高堆芯氦气进口温度：蒸汽循环：可以提高蒸发器的传热效率。氦气透平直接循环：有利于提高循环效率。,受限于钢制压力壳允许工作温度的限制，氦气进口设计温度一般不高于300度。采用耐高温的合金钢，氦气进口温度可以达到500度。,流动阻力：与流量有关，通过设计氦气大的进/出口温差达到降低流量的目的，从而减少压损。,热力循环方式,1、蒸汽循环方式由氦气冷却剂载出的核能经过直流蒸发器加热二次侧的水，产生530的高温蒸汽，推动蒸汽轮机发电，发电效率可达40左右。,问题:蒸发器中水侧的压力18MPa，远远高于一回路中氦气侧的压力，一旦蒸发器传热管破管，大量水/蒸气进入一回路，进入堆芯。,2、氦气循环方式由氦气冷却剂直接推动气轮机发电，这种方式的优点是十分明显的，其效率可达50%。,压气机进口温度越低,循环效率越高,透平进口温度越高,循环效率越高,3、直接联合循环方式高温氦气先驱动一个氦气压缩机透平,带动同轴的压缩机,再驱动主发电氦气透平。出口的氦气再通过直流蒸气发生器,产生的蒸汽推动蒸汽透平发电机。发电效率可达48%。,优点:不需要采用高效回热器,避开了一个技术难点,缺点:增加了系统的投资成本，不能排除堆芯进水事故,4、间接联合循环方式高温氦气经过中间热交换器，加热二次侧的氮气，利用二次侧的氮气实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。发电效率可达43.7%。,优点:采用氮气作工质,可以采用成熟的气体透平技术,缺点:增加了系统的投资成本，高温的中间热交换器有一定难度。,六、堆芯中子动力学仿真计算,三维圆柱几何堆芯中子动力学程序系统开发模块式高温气冷堆中子时空动力学计算物理热工耦合中子动力学三维实时仿真实现实时仿真算例,三维圆柱几何多群中子扩散方程求解,分群中子扩散方程网格中心差分格式边界条件的确定源迭代加速的多项式外推方法数值计算流程,分群中子扩散方程,若不考虑中子自低能群的向上散射，可以写成如下形式：,网格中心差分格式,边界条件的确定,假设：,差分方程组的矩阵形式,数值计算流程图,中子价值函数求解,中子时空动力学方程改进准静态方法求解,形状函数方程组,幅度函数方程组,各项以符号表示,幅度函数方程组最终表示,动态计算流程图,二维(r-z)堆芯模型校算,相对功率P动态计算值,高温气冷堆堆芯物理模型,这是一个初始装料的反应堆模型，全堆共分180个材料区，各区材料的分群参数通过VSOP程序计算给出。中子注量率分4个能群描述，顶空腔计算时，考虑了扩散系数的各向异性。,堆芯(r-z)坐标网格划分,堆芯(r-)坐标网格划分,堆物理参数,初始状态计算,（r,z）网格上各能群中子注量率分布,第1能群,第3能群,第2能群,第4能群,动态计算分析,反应性扰动控制棒整体移动单根控制棒移动,反应性扰动,控制棒整体移动,模拟曲线,反应性,相对功率,各能群平均注量率随时间变化,单根控制棒移动,反应性,相对功率,物理热工耦合,堆内材料物性参数确定热工反馈的集总参数法模型计算结果与分析,主要设计参数（HTR-PM）,热工反馈的集总参数法模型,将反应堆内材料的热阻、热容量分别按时间和空间取平均值,并假定每个量的平均值集中在几何形状的中心,略去燃料元件的轴向导热。这就是反应堆动态分析中所使用的集总参数模型。应用集总参数法，将模块式高温气冷堆堆芯简化为UO2燃料颗粒、等效慢化剂和反射层3部分，如右图所示。根据彼此之间的能量交换关系建立各区温度随时间变化的微分方程组。,能量守恒方程,参数说明,初始状态的温度场分布确定,计算结果与分析,反应性扰动冷却剂丧失,反应性扰动,各物理量动态模拟曲线,各区温度动态变化模拟曲线,冷却剂丧失,堆内温度动态变化模拟曲线,堆芯相对功率P随时间变化,（r,z）网格上第1群中子注量率随时间变化,（r,z）网格上第2群中子注量率随时间变化,（r,z）网格上第3群中子注量率随时间变化,（r,z）网格上第4群中子注量率随时间变化,仿真计算的实时性要求,不同于一般的中子动力学计算，仿真计算实现的一个重要前提就是每一步计算时间都要达到或超出实时性要求，计算值的误差精度要满足核电厂模拟机的参数测试要求。这就需要选择线性方程组求解的有效方法。本程序系统求解形状函数时，使用预处理的广义共轭残量（GCR）法来进行稀疏矩阵迭代求解，只需迭代几次就能满足精度要求，大大节省了计算时间，为实时仿真计算奠定了基础。,预处理的广义共轭残量（GCR）法,具体迭代过程,不完全LU分解的预处理,几种迭代方法比较,中子动力学仿真计算的实现,整个仿真过程中，假设用作归一化的中子价值函数不发生变化。将共轭函数求解放在动态过程之前，且整个过程中只计算1次。连续计算非常关键。所谓连续计算是指，前一时刻的计算值作为当前时刻的初值，而当前时刻的计算值作为下一时刻的初值，依次递推，计算下去。每一时间步的迭代初值都使用上一时刻计算出的形状函数，这样选择初值的必要性在于保证仿真计算过程的收敛性和稳定性。,实时仿真计算流程,第1步，计算初始状态参数，包括反应性、中子注量率分布、中子价值函数分布、功率分布等。这一步要求计算结果精度与设计要求精度相当，所用计算时间不计入仿真时间。给出初始时刻的点反应堆动态计算参数。第2步，求解点反应堆动态方程得到幅度函数。第3步，求解线性方程组A=S得到形状函数。第4步，计算该时刻的反应性和下一时刻点反应堆动力学方程计算所需要的各种参数。第5步，形状函数与幅度函数乘积即为该时刻的中子注量率。第6步，更新中子宏观截面参数，转第二步进行下一时刻计算。,仿真计算结果与分析,不同外迭代次数下反应性和相对功率计算值,本程序对于这个动态过程的仿真计算结果是收敛的，内迭代收敛精度与外迭代次数对动态仿真结果的综合影响在1%以内。也就是说，用本程序求解形状函数时，做1次外迭代即可符合模拟机动态参量测试的精度要求。,计算时间比较,实时仿真算例,控制棒误提升单根控制棒弹出事故,控制棒误提升,假设初始时反应堆处于正常运行状态，即反应性=0。这时发生了控制棒整体误提升的情况，假定这一提升过程动作时间为10s。所谓过功率保护是指，假设堆功率上升到120%130%时，触发过功率保护信号，使控制棒下插，引入负反应性，假定动作时间为30s。同时，氦气风机立刻关闭，假定关闭时间为5