HTR-10初装堆芯及过渡过程物理计算分析

选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的初始装料方案，利用高温堆物理模拟程序ＶＳＯＰ及二维ＳＮ程序，分析计算了初始装料时ＨＴＲ－１０堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量，研究了初装堆向平衡态过渡过程中的临界性、单球最大功率、最大比燃耗等变化情况。结果表明：ＨＴＲ－１０初装堆的进水反应性效应比平衡态小；控制棒及第二停堆系统反应性当量比平衡态的大。但是，初装堆冷态下反应性控制系统当量裕量比平衡态小；过渡过程中有效增殖因数在很小范围内变化，燃料最大比燃耗不超过１００ＧＷｄ／ｔ。     

球床式高温气冷堆燃耗测量随机误差的影响分析

球床式高温气冷堆燃料球多次通过堆芯,卸出堆芯的燃料球将由燃耗测量装置测量其燃耗,达到设定阈值的将按乏燃料处理,否则将返回堆芯继续裂变发热。而燃耗测量会具有随机误差,从而可能对燃料循环过程产生影响。该文改进了球床高温气冷堆燃料球运行历史的Monte Carlo模拟程序MCPHS,对燃耗测量的随机误差进行了模拟,对燃料循环过程的影响进行了分析。结果表明卸料燃耗均值、燃料球通过堆芯次数均值、堆芯燃耗分布对于燃耗测量误差并不敏感,而燃料球卸料燃耗分布、卸料燃耗最大值和最小值及燃料球通过堆芯最大值和最小值对于燃耗测量误差很敏感。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑--燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。     

HTR-10 大破口事故下结构特性的瞬态分析

１０ＭＷ模块式高温气冷反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管压力壳的双端断裂事故属假想极限事故。当热气导管断裂后,高压的一回路冷却剂气体（３ＭＰａ）通过破口向堆舱猛烈喷放,一回路迅速卸压,并形成强卸压冲击波。利用了改进后的Ｋ－ＦＩＸ（ＦＬＸ）程序,对该事故下冷却气体喷放过程中堆体内主要结构部件（压力壳左支承、堆芯壳支承、堆芯壳）的安全特性进行了瞬态分析。通过计算,给出了破口处的压力瞬变、流量瞬变和堆芯壳上下两端的压差瞬变,以及在卸压冲击波作用下堆芯壳的膜应力和弯曲应力。最后,利用计算分析定量地给出了大破口极限事故下ＨＴＲ－１０的堆体主要结构部件的安全系数。结果表明,即使在极限事故下,ＨＴＲ－１０堆体结构仍有良好的安全特性。     

反应堆温度系数的作用机理解析

高温气冷堆与压水堆因慢化剂和燃料元件的不同,两种堆型的物理特性存在诸多差异,其反应性控制与安全要求亦存有较大区别,包括堆芯温度对反应性的影响途径、反应堆温度系数随温度和燃耗的变化趋势等均需要在运行工作中格外关注。该文对高温气冷堆与压水堆各温度系数的作用原理和影响因素进行全面的对比分析,探讨造成以上不同的具体因素,旨在使核电厂运行人员正确理解反应堆温度系数,准确判断温度系数的变化趋势,并在反应堆运行工作中灵活运用。     

HTR-10蒸汽发生器试验回路及其水动力特性分析

１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）蒸汽发生器的两相流动稳定性问题是设计中必须考虑的问题，文中分析了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器恒热流和强迫循环一次热源的静态水动力特性。论述了用恒热流所得判别各类稳定性准则作为Ｈｅ加热的ＨＴＲ－１０蒸汽发生器设计依据是不足的。有必要进行Ｈｅ加热ＨＴＲ－１０蒸汽发生器工程模型两相流稳定性试验。还介绍了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器工程模型试验回路及本体，以及在该试验回路上预期达到研究成果。     

10MW 高温气冷堆燃料循环系统热实验装置

为在反应堆的实际运行温度和氦气氛下考验１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）燃料循环系统主要设备，进一步取得设计和运行经验，建造了该全尺寸热实验装置。装置中主要设备均按原型设备设计和制造，工作介质为氦气，运行温度为１５０～１８０℃，实验球为直径６０ｍｍ石墨球。采用可编程控制器ＰＬＣ控制和镶嵌块式模拟屏显示。装置采用重力和气动方法输送球，特别是在球床堆上首次应用了脉冲气流破桥助流方法从卸料管中单列排出球的设备。所有研究成果已在ＨＴＲ－１０的施工设计中得到应用。     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

球床堆锥底与卸料管对物理特性的影响

描述了具有锥形底和卸料管的球床式高温气冷堆的物理模型，网格划分及燃料球多次通过的模拟计算。通过模型的实例计算，分析了锥底和卸料管对物理参数的影响。对比有、无卸料管和雄底模型的计算结果表明，有效增殖因子、平均燃耗、最大功率密度及堆芯各流道的卸料球燃耗的差别较小。但是，在卸料管和锥底的局部功率分布、中子通量分布和温度分布仅仅在具有卸料管的锥底模型才能得到，这些结果对于进一步热工水力学分析及安全分析有着重要的意义。     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

模块式高温气冷堆中Pu燃烧的物理特性

由于模块式高温气冷堆 (MHTGR)是燃烧 Pu的一种选择 ;Th燃料循环可以限制 Pu的产生和减少高放废物 ,因此研究了在 Th 燃料循环模块式高温气冷堆(PBMHTGR)中燃烧 Pu的物理特性。PBMHTGR初装燃料元件中 Pu的同位素的含量与现行的生产能量堆模块式高温气冷堆 (EPMHTGR)相同 ,考虑反应性的要求 ,加入了2 3 3 U。利用 VSOP程序分析这两个堆的物理特性。结果表明 ,PBMHTGR能够燃烧掉同等功率 6个以上 EPMHTGR产生的 Pu。这表明 ,在 Th燃料循环 MHTGR中 ,燃烧钚是可行的     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

Research on the Silicon Carbide Layer of Coated Fuel Particles

ＲｅｓｅａｒｃｈｏｎｔｈｅＳｉｌｉｃｏｎＣａｒｂｉｄｅＬａｙｅｒｏｆＣｏａｔｅｄＦｕｅｌＰａｒｔｉｃｌｅｓＸｕＳｈｉｊｉａｎｇ（徐世江），ＹａｎｇＢｉｎｇ（杨冰），ＺｈｕＪｕｎｇｕｏ（朱钧国），ＺｈａｎｇＢｉｎｇｚｈｏｎｇ（张秉忠）；ＺｈａｏＺｈｉｃ...     

用于高温气冷堆燃料元件检测的外装式检测系统

为准确检测球床式高温气冷堆装卸料系统不锈钢管道内燃料球的过球信息,该文设计了外装式过球信息检测系统。该系统的涡流传感器采用了双半圆结构,其安装和维护都无需破坏过球管道。信号处理部分采用了直接数字频率合成技术(DDS)、高速鉴频鉴相技术和幅值检波技术,有效提取了过球信号,并通过阈值判断和形状比较相结合的方法,准确区分了过球信号和干扰信号。实验表明,在过球速度为0.1～10m/s范围内,该系统能够准确地检测离散过球和连续过球。     

用于高温气冷堆燃料元件检测的外装式检测系统

为准确检测球床式高温气冷堆装卸料系统不锈钢管道内燃料球的过球信息,该文设计了外装式过球信息检测系统。该系统的涡流传感器采用了双半圆结构,其安装和维护都无需破坏过球管道。信号处理部分采用了直接数字频率合成技术(DDS)、高速鉴频鉴相技术和幅值检波技术,有效提取了过球信号,并通过阈值判断和形状比较相结合的方法,准确区分了过球信号和干扰信号。实验表明,在过球速度为0.1~10m/s范围内,该系统能够准确地检测离散过球和连续过球。     

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。     

球床高温气冷堆闭式循环特性

从提高天然铀利用率和改进废物管理方面考虑,研究球床高温气冷堆乏燃料中铀钚的再利用和不同闭式燃料循环的特性。在250MW热功率球床模块式高温气冷堆示范电站铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚为核燃料,设计了PuO2和混合氧化物(MOX)燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与示范电站有同样结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。还研究了基于轻水堆级钚的燃料循环。采用了高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆不同闭式循环的燃料利用和超铀元素焚烧特性。不同闭式循环钚消耗率分别为50%、46%和71%,天然铀的电利用率分别提高了6%、8%和20%。结果表明:高温气冷堆闭式燃料循环能有效焚烧钚同位素,适度提高天然铀的利用率。