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。     

HTR-10设计建造的规范化管理

从核安全性要求、技术可行性要求、经济可行性要求、积累应用开发经验等方面论述了10 MW高温气冷堆(HTR-10)设计建造实施规范化管理的必要性,阐述了在HTR-10实施规范化管理实践中采取的几种有效措施,包括制定设计管理程序;编制HTR-10设计准则;依据现行法规标准进行规范化设计;设计文件和图纸规范化管理以及依据质量保证大纲和程序进行规范化管理等,以保证工程进度和质量.核工程项目设计建造规范化管理具有普遍性,可为今后的核工程设计建造提供有益的借鉴.     

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。     

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。     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

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。     

HTR-10直流蒸汽发生器动态特性的仿真研究

研究蒸汽发生器的动态特性 ,可以为控制系统的分析设计提供依据 ,提高它的运行水平。为此 ,建立了 1 0 MW高温气冷堆 (HTR- 1 0 )蒸汽发生器的动态模型 ,较全面地反映了在功率运行范围内螺旋管直流蒸汽发生器的分布性、非线性及动态特性。在此基础上进行了详尽的仿真 ,结果表明 ,该模型的静态仿真值与静态设计值及实验值相符合 ;仿真动态过程符合热工水力学及其定性机理分析结果。这些结果对于设计蒸汽发生器的控制系统具有非常重要的意义。     

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。     

HTR－10控制棒及第二停堆系统反应性当量计算

介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷实验堆位于反射层中的控制棒和作为第二停堆系统的硼球孔道的反应性当量计算方法。用ＷＩＭＳ（积分输运碰撞几率法）程序、ＧＡＭ、ＴＨＥＲＭＯＳ程序方法产生控制棒区的截面。用一维离散坐标法程序ＯＮＥＳＮ１产生泄漏谱，在控制棒区的Ｂ４Ｃ从１０群截面归并为４群截面；用二维离散坐标法程序ＳＮ２ＤＢ，在控制棒区（包括Ｂ４Ｃ、空隙和部分石墨反射层）考虑空间效应做均匀化４群截面。有控制棒和无控制棒情况下的Ｋｅｆｆ本征值，是由三维扩散有限差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ在（θ，ｒ，ｚ）坐标系条件下做出的，并给出控制棒的反应性当量。     

松散耦合多机系统在 HTR-10 仪控系统中的应用

从并行处理的角度描述了属于粗粒度或中粒度的二种并行结构，将其应用于先进的１０ＭＷ高温气冷堆核电站Ｉ＆Ｃ仪表控制系统中。所谓粗粒度并行结构是指分布于全厂、基于全局数据库概念的令牌总线型ＡＲＣＮＥＴ高速数据干线计算机网络系统。中粒度并行结构是指上述计算机网络的某些节点是基于局部存储共享的多处理机系统。它们均是松散耦合多处理机系统，文中介绍了二种结构在反应堆Ｉ＆Ｃ系统和保护系统中的应用。     

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。     

高温气冷堆生物屏蔽层温度场分析

高温气冷堆是具有固有安全性的新型反应堆,它的生物屏蔽层是包容体的一部分,由钢筋混凝土材料构成。由于混凝土材料承受的最高温度有一定限值,因此需要对屏蔽层混凝土进行冷却。本研究采用Abaqus6.7商业有限元软件,对屏蔽层在额定工况、设备冷却水系统停止供水事故工况下的温度场进行了计算。结果表明,在额定工况下,屏蔽层的最高温度低于规定的限值;在设备冷却水系统停止供水事故工况下,7d内屏蔽层的最高温度还低于100℃,即屏蔽冷却系统能够保证对生物屏蔽层的冷却。     

Self-acting Afterheat Removal in High Temperature Gas Cooled Reactors

IntroductionTheworldwideenergydemandisgoingtobedoubledduringthenext30years[1].Itisassumedthattheinstallednuclearcapacitywillbedoubledworldwideduringthementionedperiod,too.IftherequirementsoftheclimatologistsrelatedtothereductionofCO2-emissionswouldbefulfilled,thefractionofnuclearenergyintheworldenergysupplymustbeevenmuchlarger[2,3].Inanycase,nuclearenergywillplayinfutureamajorroleinmanycountriesoftheworld.1　FutureRequirementsforCa-tastrophe-freeNuclearEnergy　　Onemainargumentagainsttheap…     

MHTGR一回路氦气中放射性核素浓度的计算方法

模块式高温气冷堆ＭＨＴＧＲ（简称模块堆）一回路冷却剂氦气中放射性核素浓度的计算是辐射防护设计和环境影响评价的基础。本文根据模块堆一回路氦气中放射性核素的来源和去除机制导出了氦气中放射性核素浓度的计算方法，并得出解析解的计算公式。     

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     

10MW高温气冷堆燃耗自动测量监控方案设计

对燃耗测量过程的自动管理是10MW球床式高温气冷堆集散控制系统的重要组成部分,目前元件球的燃耗只能采用手动模式进行测量。为提高运行效率,该文设计了燃耗自动测量流程。采用串行异步的方式实现实时数据通信,通过组态软件在上位机开发用户监控界面,由此实现了燃耗测量流程的全数字化控制,替代了原模拟屏与操作台结合的监控方式。现场调试结果表明该系统功能完整,界面友好,能够满足实际运行需要。     

10 MW高温气冷堆燃耗自动测量监控方案设计

对燃耗测量过程的自动管理是10 MW球床式高温气冷堆集散控制系统的重要组成部分,目前元件球的燃耗只能采用手动模式进行测量。为提高运行效率,该文设计了燃耗自动测量流程。采用串行异步的方式实现实时数据通信,通过组态软件在上位机开发用户监控界面,由此实现了燃耗测量流程的全数字化控制,替代了原模拟屏与操作台结合的监控方式。现场调试结果表明该系统功能完整,界面友好,能够满足实际运行需要。     

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…