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。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。     

深水池式低温供热堆的设计研究

介绍了深水池式供热堆（ＤＰＨＲ）的设计特点，给出了 １２０ ＭＷ供热堆的主要设计参数、投资估算和运行成本。并详细分析了 ＤＰＨＲ的优良安全性能，指出这是一种结构简单、造价低廉、具有固有安全性能的堆型。     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

HTGR Process Heat Application Study

ＨＴＧＲＰｒｏｃｅｓｓＨｅａｔＡｐｐｌｉｃａｔｉｏｎＳｔｕｄｙＸｕＹｕａｎｈｕｉ（徐元辉）；ＪｕＨｕａｉｍｉｎｇ（居怀明）；ＺｈｏｎｇＤａｘｉｎ（钟大辛）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖ...     

基于J2EE的10MW高温气冷实验堆管理信息系统

为实现10MW高温气冷实验堆(10MW high temperature gas-cooled reactor,HTR-10)的信息化管理,开发出HTR-10管理信息系统。通过HTR-10管理数据流的分析,应用Java2平台(J2EE)的多层分布式,建立以Web层为中心的网络架构,使用组件技术为二次开发,搭建平台。通过分析操作卡与运行规程的关联,建立数学模型,设计出操作卡自动生成逻辑。结果表明,该系统比基于传统客户机/服务器两层架构的管理信息系统更适合HTR-10,具有良好的伸缩性和扩展性,能够提高管理效率。     

基于J2EE的10 MW高温气冷实验堆管理信息系统

为实现10MW高温气冷实验堆(10MW high temperature gas-cooled reactor,HTR-10)的信息化管理,开发出HTR-10管理信息系统。通过HTR-10管理数据流的分析,应用Java2平台(J2EE)的多层分布式,建立以Web层为中心的网络架构,使用组件技术搭建二次开发平台。通过分析操作卡与运行规程的关联,建立数学模型,设计出操作卡自动生成逻辑。结果表明,该系统比基于传统客户机/服务器两层架构的管理信息系统更适合HTR-10,具有良好的伸缩性和扩展性,能够提高管理效率。     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

Two Phase Flow Stability in the HTR-10 Steam Generator

IntroductionMost previous studies on helical tube two-phase flow stability[1] have used electrical heatingand large diameterhelical ( helicaldiameter>1 m)tubes.The small helicaltube combined structure wasselected for the design of the 1 0 MW HighTemperature Gas Cooled Reactor ( HTR- 1 0 ) once-through steam generator. Once- through steamgenerators with small helical tube units have manyadvantages. The steam generator ( SG) can bebuiltin parts,which can be maintained orreplacedseparately a…     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

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...     

用频域控制理论分析HTR-10蒸汽发生器流动不稳定性

１０ ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）蒸汽发生器是管内直流蒸汽发生器，且工作压力为 ４． ０ ＭＰａ，流动不稳定性必须给予重视。本文应用频域控制理论研究 ＨＴＲ－１０蒸汽发生器两相流密度波不稳定性，对蒸汽发生器的传热和流动建立了数学模型，利用线性微扰原理和Ｌａｐｌａｃｅ变换推导出闭环系统的特征方程，应用频域控制理论中的Ｎｙｑｕｉｓｔ稳定性定理判断系统的稳定性，在此基础上编制了ＡＤＩＳ程序，并应用此程序分析ＨＴＲ－１０蒸汽发生器的稳定性。结果表明，ＨＴＲ－１０蒸汽发生器在设计负荷下是渐近稳定的。     

核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统（PRHR：passive residual heat removal）在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全．应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性．结果表明：在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值．     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

Licensing of the Construction Permit of the NHR-200

ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＩｎｏｒｄｅｒｔｏｍｉｔｉｇａｔｅｔｈｅｐｒｏｂｌｅｍｓｏｆｅｎｅｒｇｙｓｈｏｒｔａｇｅ，ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｐｏｌｌｕｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｏｖｅｒｂｕｒｄｅｎｅｄｔｒａｎｓｐｏｒｔａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｓｉｎＣｈｉｎａ，ｕｎｄｅｒｔｈｅｓｕｐｐｏｒｔｏｆｔｈｅｓｔａｔｅ，ｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｈｅａｔｉｎｇｒｅａｃｔｏｒ（ＮＨＲ）ｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙｔｈｅＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（ＩＮＥＴ），ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉ…     

基于MCNP模型10MW高温气冷实验堆燃耗测量误差分析与实验研究

 10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的燃耗测量系统通过测量燃料球内裂变产物¹³⁷Cs发出的γ射线进而间接确定燃料球的燃耗,测量结果的准确性直接影响着反应堆的安全性和经济性。利用HTR-10现有的设备条件,设计并实施了提升器偏转实验,使燃料球逐步偏离正常测量位,改变球心与准直器轴线的相对位置,得到了偏离角度与计数率之间的对应关系,进而确定燃料球球心与准直器轴线的周向偏移量。通过MCNP程序建立HTR-10燃耗测量系统模型,模拟γ光子从燃料球发出,经过提升器、密封法兰、准直器直到被HPGe晶体探测器捕捉的全过程。利用MCNP模型可以模拟在不同径向偏离情况下的实验过程,通过与实验结果的对比,确定燃料球球心偏离准直器轴线的径向偏移量。     

Safety Features of Modular High Temperature Gas-cooled Reactors (MHTGR)

ＳａｆｅｔｙＦｅａｔｕｒｅｓｏｆＭｏｄｕｌａｒＨｉｇｈＴｅｍｐｅｒａｔｕｒｅＧａｓ－ｃｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒｓ（ＭＨＴＧＲ）ＷｕＺｏｎｇｘｉｎ（吴宗鑫）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｒＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖ...     

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。     

AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.