超临界水冷堆CSR150概念设计

甯忠豪; 王连杰; 卢迪; 夏榜样; 黄彦平; 陈兴

doi:10.13832/j.jnpe.2023.S1.0009

超临界水冷堆CSR150概念设计

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0009

1.
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610213
2.
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，610213
3.
中国核动力研究设计院，成都，610213

基金项目: 国家自然科学基金（12075228）；国家重点研发计划国际科技合作专项（2018YFE0116100）

详细信息

作者简介:
甯忠豪（1990—），男，工程师，现从事反应堆物理研究工作，E-mail: 958968105@qq.com

通讯作者:
王连杰，E-mail: mcd2264@126.com

中图分类号: TL333
计量
- 文章访问数: 505
- HTML全文浏览量: 129
- PDF下载量: 76
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2023-03-04
- 修回日期: 2023-04-05
- 刊出日期: 2023-06-15

Conceptual Design of Supercritical Water-cooled Reactor CSR150

1.
Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China
2.
CNNC Key Laboratory Thermal-Hydraulics Technology, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China
3.
Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China

摘要

摘要: 超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。
- 超临界水冷堆（SCWR） /
- 中国超临界水冷堆（CSR1000） /
- 超临界技术示范堆（CSR150）
Abstract: Supercritical water-cooled reactor (SCWR) is regarded as one of the GEN IV nuclear reactors. Based on the conceptual design of CSR1000 proposed by NPIC, the conceptual design of supercritical water-cooled demonostration reactor CSR150 is proposed. The core design of CSR150 is studied in this paper. The core consists of 45 fuel assembles, and the fuel enrichment zoning and two-pass coolant flow scheme are adopted to increase the coolant outlet temperature and reduce the fuel cladding temperature. The study shows that the key parameters such as power distribution and fuel clad temperature meet the design objectives and criteria of CSR150.
- SCWR /
- CSR1000 /
- CSR150

HTML全文

图 1 CSR150燃料棒结构示意图 mm

Figure 1. Structure of CSR150 Fuel Rod

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 2 CSR150组件结构 mm

Figure 2. Structure of CSR150 Assembly

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 3 堆芯燃料组件布置图

Figure 3. Layout of Core Fuel Assembly

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 4 堆芯双流程冷却剂径向分区

Figure 4. Radial Zoning of Two-pass Coolant in Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 5 压力容器内冷却剂和慢化剂流向

Figure 5. Flow Direction of Coolant and Moderator in RPV

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 6 热态满功率全提棒工况下堆芯k_eff随燃耗步变化

Figure 6. Variation of Core k_eff with Burup under Hot Full Power and Rod Withdrawal at Full Stroke

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 7 1/4堆芯组件径向归一化功率分布

Figure 7. Radial Normalized Power Distribution of 1/4 Core Assembly

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 8 堆芯轴向归一化功率分布

Figure 8. Axial Normalized Power Distribution of Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 9 堆芯功率峰因子随燃耗步变化曲线

Figure 9. Variation Curve of Core Peak Power Factor with Burnup Step

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 10 燃料包壳温度分布

“-”—第一流程组件位置

Figure 10. Fuel Cladding Temperature Distribution

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 11 冷却剂出口温度分布

Figure 11. Coolant Outlet Temperature Distribution

下载: 全尺寸图片幻灯片

参考文献(6)

[1]	ABRAM T, ION S. Generation-IV nuclear power: a review of the state of the science[J]. Energy Policy, 2008, 36(12): 4323-4330. doi: 10.1016/j.enpol.2008.09.059
[2]	夏榜样,杨平,王连杰,等. 超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计[J]. 核动力工程,2013, 34(1): 9-14. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2013.01.003
[3]	XIA B Y, YANG P, WANG L J, et al. Core preliminary conceptual design of supercritical water-cooled reactor CSR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 9-14.
[4]	XIA B Y, YANG P, WANG L J, et al. Study on reactivity control method for supercritical water-cooled reactor CSR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 26-30.
[5]	WANG L J, YANG P, LU D, et al. Study on optimization design for CSR1000 core[J]. Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2018, 4(1): 011013. doi: 10.1115/1.4037669
[6]	LIU X J, CHENG X. Coupled thermal-hydraulics and neutron-physics analysis of SCWR with mixed spectrum core[J]. Progress in Nuclear Energy, 2010, 52(7): 640-647. doi: 10.1016/j.pnucene.2010.04.002