高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议。     

高温气冷堆氦气透平压气机和主氦风机研究进展

具有固有安全特性的模块式高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR)具有反应堆出口温度高的特点,可与闭式Brayton循环或Rankine循环耦合,实现高效率的发电。氦气透平压气机和主氦风机分别是与这2种循环耦合的高温气冷堆系统中的关键动力部件,该文针对氦气闭式Brayton循环,分别从稳态与动态特性2个方面揭示其内部循环机理;同时针对循环内核心部件氦气透平压气机,开展2.2 MW样机研制与120 MW商用氦气透平压气机设计。在主氦风机研制方面,顺利完成了10 MW高温气冷堆(HTR-10)主氦风机研制与高温气冷堆示范电站(HTR-PM)主氦风机研制,获得了主氦风机完整的性能数据。为进一步确保HTR-PM项目的顺利推进,搭建了主氦风机综合试验平台,同时测试了2种主氦风机(电磁轴承主氦风机和干气密封主氦风机)的性能。取得的研究成果体现了清华大学核能与新能源技术研究院在自主研发先进核能核心装备技术上取得了重大突破。     

高温气冷堆的技术特点及发展动向

本文叙述了高温气冷堆的发展历史、技术特点及其目前发展动向．并根据我国制定的经济发展战略目标，提出了我国高温气冷堆的发展道路及应用前景，最后综合介绍了我国计划建造的 １０ＭＷ高温气冷实验堆的性能特点。     

高温气冷堆示范工程螺旋管式直流蒸汽发生器工程验证试验

研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator, ETF-SG)。工程验证试验回路能够模拟HTR-PM运行参数,可对HTR-PM蒸汽发生器一个换热组件进行1∶1的工程验证试验。回路设计热功率10 MW,氦回路设计压力8 MPa,最高设计温度800℃,二回路设计压力18 MPa,最高设计温度600℃。在工程验证试验回路上针对高温气冷堆蒸汽发生器完成了几十项热工水力试验,对蒸汽发生器的温度均匀性、堵管后温度分布及其温度展平调节、热工水力瞬态特性、两相流不稳定性等进行了试验研究,验证了HTR-PM螺旋管式直流蒸汽发生器的热工水力和结构设计,并为其调试、运行、低功率及启停工况参数的确定提供了重要数据和参考。     

基于ESB的高温气冷堆核电站建设信息集成平台建设与应用

文章介绍了基于企业服务总线（Enterprise Service Bus,ESB）建设符合高温气冷堆核电站业务系统特点的集成平台,通过对高温气冷堆示范工程设计、采购、施工管理集成方案进行分析,提出了系统的建设目标,并结合公司现有的技术体系等实际情况,设计出了低耦合、高兼容、稳定高效、自主可控的ESB系统。为公司信息系统集成提供了提供有力的技术与体系支撑,完成了业务系统的数据集成,实现了业务数据的标准化和规范化。     

高温气冷堆的技术特点与发展前景

自1979年4月美国三哩岛和1986年4月原苏联切尔诺贝利核事故后,在反应堆设计中提出了一个关键问题就是如何实现核反应堆的固有安全性.即在任何工况条件下,包括人为违章操作的情况下都能维持反应堆处于安全状态,不会发生核泄漏事故危及环境安全.高温气冷堆就是在这种背景下发展起来的新的先进堆型.它是目前国际核能领域中六种第四代核能系统的首选堆型之一.另一方面,在石油、天然气日益紧缺的今天用氢做燃料是科学家们普遍看好的清洁能源,是后石油时代重要的替代能源.但由于制氢所需的巨大能量而使其成本太高.而高温气冷堆能却能以很低的成本提供巨大的能量,从而大幅降低制氢成本.因此,核能制氢有可能成为未来生产清洁能源极具竞争力的新兴产业.     

高温气冷堆 Fuzzy-Smith 控制系统的仿真研究

结合１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）数学模型的推导和控制系统的设计，介绍解决大延迟系统控制的Ｆｕｚｚｙ－Ｓｍｉｔｈ预估控制器。热工动特性中，堆芯部分用集中参数近似，冷却剂用分布参数处理；蒸汽发生器分为预热段、蒸发段、过热段，建立高温气冷堆的数学模型。扰动量为从额定核功率１００％减小到３０％，调节氦风机的转速和给水流量使主蒸汽出口温度跟随给定值。仿真结果表明，Ｆｕｚｚｙ－Ｓｍｉｔｈ预估控制器兼顾了Ｆｕｚｚｙ控制和Ｓｍｉｔｈ预估控制器的优点，既对延迟特性有较好的补偿作用，又对被控对象参数变化有较强的适应能力，适合于高温气冷堆控制系统设计。     

气体透平直接循环高温气冷堆安全分析方法及应用

介绍了当前气体透平直接循环高温气冷堆的系统安全方法及其在2种不同堆型(球床堆和柱状堆)中的应用,并给出了柱状堆的一些瞬态计算结果。     

高温气冷堆热工水力计算数据管理系统的分析和设计

以现有高温气冷堆热工系统分析软件THERMIX为基础,针对反应堆工程设计人员和安全分析人员对THERMIX程序的应用要求,提出了基于c/s结构的高温气冷堆热工水力计算数据管理系统(THERMIXCalculatingDataManagementSystem,TCDMS)的设计方案,从功能模块划分、系统的总体设计、数据库设计等方面进行论述,并对其中的关键技术进行了分析和研究,为系统的开发和实施提供切实可行的理论依据和技术指导,以实现系统对THERMIX计算数据的科学化、工程化管理,从而提高反应堆热工设计和安全分析工作的效率。     

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     

基于高温气冷堆的制氢耦合炼钢系统初步设计和能量分析

高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR)因其具有固有安全性和反应堆出口温度高的特点,在环境和能源领域拥有广阔的应用前景。HTGR不仅可以用于发电,还可以实现大规模制氢,而氢气可作为钢铁冶炼过程中的直接还原剂,有助于钢铁工业减少碳排放。该文提出了基于HTGR制氢的炼钢系统方案,包括反应堆、反应堆中间回路、制氢、发电和炼钢共5个子模块,并开展了多联产能源系统研究。其中,HTGR为制氢模块和发电模块提供热量,制氢模块产生的氢气作为还原剂和燃料进入竖炉(shaft furnace, SF)直接还原炼铁,制氢模块产生的氧气和发电模块产生的电供给电弧炉(electric arc furnace, EAF)炼钢。该文分析了碘硫循环效率、发电模块和制氢模块的功率比、直接还原铁(direct reduced iron, DRI)比例对系统产能的影响,以及系统的碳排放情况。结果表明：在发电模块与制氢模块功率比为1∶1, EAF直接还原铁占比为90%,碘硫循环制氢效率为37.8%的情况下,系统产钢率为45.6 t/h,每t钢可向电网输出1 381.5 ...     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

高温气冷堆动力转换单元电磁轴承冷却系统的分析

电磁轴承是高温气冷堆动力转换系统氦气透平的重要组件之一,运行时出于设备保护需要对其进行冷却.该文通过GAMBIT对电磁轴承腔体进行建模,并使用三维流场分析软件FLUENT对腔内温度场、流场进行了模拟计算,评估了冷却系统的效果,并对不同氦气流量、温度下的冷却效果进行了比较及分析.分析结果表明,设计的冷却系统可有效地对电磁轴承腔内进行冷却,使用于定位监测的传感器探头等重要部件的温度被控制在允许范围之内,以确保设备安全运行.     

10 MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10MW高温气冷堆(HTR-10)在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.0×1016Bq,必须妥善处置.HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中,每个容器可以接受2000个乏燃料元件,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内,在贮存库内休取通风冷却.文中对放射性核素释放,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析,说明上述贮存方案是安全的.     

10 MW高温气冷堆的协调控制方案

针对10MW高温气冷堆(HTR-10)核动力装置堆型新,对象动态特性复杂等特点,研究了自动控制系统的整体结构,结合工程要求设计了相应的协调控制方案.分析并提出控制器参数的工程整定方法,通过仿真着重在典型给定置变化或扰动情况下,对各方案控制性能进行了深入分析和考查.最终给出"核功率控制热氦温度以及氦流量控制蒸汽温度”的方案作为工程重点,可为实际运行操作提供直接参考,并为HTR10整体控制策略的深入研究奠定了基础.     

基于压力修正方法的高温气冷堆模拟

高温气冷堆热工水力过程模拟是高温气冷堆模拟机开发的关键技术之一,采用流体网络建立流动过程计算模型,将压力修正方法应用到流体网络求解中,传热网络建立传热过程计算模型,并实现流体网络与传热网络的耦合计算,建立了适用于高温气冷堆模拟机的热工水力过程模拟方法,采用组件搭建的方式模拟热工水力过程。将模拟方法应用到带有分支汇合的管路和中间换热器的热工水力过程模拟中,结果表明:压力修正方法的应用使得流体网络具有良好的收敛性,稳态工况计算结果具有良好的稳态精度,动态过程计算能够正确响应热工水力过程的特点,模拟结果与理论分析一致。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸的光电测长法

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的重要组成部分，燃料颗粒（直径约１ｍｍ）的尺寸是重要的性能指标。光电测长法采用分辨率为０．０２μｍ的高精度光栅作为传感器，接触式直接量测被测物体，最大限度地减少了测量误差。光电测长系统由光电传感器测试头、样品工作台、台式光栅数显表和微机数据采集处理系统组成。测量２００个包覆燃料颗粒尺寸需要３０ｍｉｎ。测量的重复性偏差为０．０５μｍ。光电测长法完全能满足包覆燃料颗粒尺寸在线检测要求     

高温气冷堆温度反馈的集总参数法模拟

该文研究了模块式高温气冷堆的堆芯热工反馈模型。在三维圆柱几何堆芯中子时空动力学改进准静态方法的基础上,应用集总参数法建立了模块式高温气冷堆堆芯温度反馈的热工模型。将全堆划分为燃料颗粒、等效慢化剂和反射层3个区域,通过热工反馈求解反应性变化。在反应性扰动和冷却剂丧失情况下,模拟了反应性、堆内各区温度、各能群中子平均注量率以及相对功率等物理量随时间的变化。模拟结果与理论分析一致,初步实现了高温气冷堆的物理热工耦合。     

高温堆球床等效导热系数测量实验加热系统设计及可行性验证

为保障高温气冷核反应堆全尺寸堆芯球床等效导热系数研究实验装置在全工况温度范围内实验的顺利实施,详细设计了等效导热系数实验装置加热系统的选材、结构、绝缘及引出方式。进行了比例缩小的验证实验,分析讨论了实验体现出的加热器材料、绝缘件碳化及保温层内散热等技术难点问题。加热器由9组管状石墨单体连接而成,形成圆柱形中心加热体,外置厚100mm的石墨均温套筒。验证实验结果表明:测试温度达到1 600℃以上可长时间稳定可靠运行,关键结构和材料达到设计要求,可有效保障导热系数实验的测量需求。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒的化学气相沉积

我国正在建造１０ＭＷ高温气冷堆，包覆燃料颗粒的研制是高温气冷堆的关键技术之一。ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒是由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用化学气相沉积方法，选用乙炔、丙烯、甲基三氯硅烷和氢气作为反应气体，在直径为５５ｍｍ锥形流化床包覆炉中制备包覆燃料颗粒。本文系统地研究了工艺参数和性能之间的关系，摸索出疏松热解碳层、致密热解碳层和碳化硅层的最佳包覆工艺条件，总结出经验公式，用扫描电镜观察了包覆燃料颗粒的微观结构，制备出满足设计要求的ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒。