第14届太平洋地区核能会议

第14届太平洋地区核能会议于2004年3月21-25日在美国夏威夷召开，有来自日本、美国、加拿大、澳大利亚、墨西哥、俄罗斯、巴西、南非、中国大陆、中国台湾等国家与地区的300多代表参加会议，国际原子能机构也有代表与会发言。我国大陆有3名代表参加，共有两篇报告在全体大会上宣读，一是介绍我国先进反应堆的发展情况，主要是介绍清华大学核能与新能源技术研究院研发高温气冷堆的过程，10MW高温气冷实验堆的建造运行以及今后发展方向。另一个是由中国核工业总公司介绍我国核电发展概况。     

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。     

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。     

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     

高温气冷堆包覆燃料颗粒初步辐照考验

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分.辐照考验是检验燃料元件性能的重要环节.为检验中国研制的10MW高温气冷试验堆包覆燃料颗粒的质量,在德国于利希研究中心的试验堆FRJ-2中进行了初步的辐照考验.包覆燃料颗粒装在密闭的容器内进行静态辐照考验.辐照时燃耗约5 % fima,辐照温度400～500℃.辐照后经宏观检查、瓷相检验以及用γ探测仪检测放射性活度后,确认这批包覆燃料颗粒没有释放出裂变产物,包覆燃料颗粒完好,没有破损.     

高温气冷堆包覆燃料颗粒破损率研究

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分，是阻挡放射性裂变产物释放的主要屏障。包覆燃料颗粒的破损率是一项直接影响高温气冷堆运行安全特性的重要质量监控指标。采用燃烧－硝酸浸取法（在 ８５０ ℃空气中灼烧， ９ｈ； ９０ ℃， ７ｍｏｌ／Ｌ ＨＮＯ３， １０ｈ）对包覆燃料颗粒的破损率进行了测试研究。制定了测试流程，给出包覆燃料颗粒的自由铀含量与浸取时间的关系曲线，确定了最佳的试验温度、硝酸浓度和浸取时间等测试条件，并对６组包覆燃料颗粒破损率测试结果进行了分析讨论。     

高温堆双区堆芯交混区内球分布实验研究

双区堆芯的设计代表了高温气冷堆技术的发展方向之一。为确定高温气冷堆双区堆芯交混区内燃料球分布情况开展实验研究,解决与高温堆堆芯结构和物理设计密切相关的问题。实验结果表明:交混区内燃料球和石墨球的概率分布具有良好的对称性;堆芯上部的交混区内燃料球分散度较小,中部较大,交混区并没有无限扩散而具有确定的范围,说明球流运动是一种有限的分散性;在加球面上加入任一球其在交混区内的概率密度分布满足Gauss分布规律;根据Gauss分布对称中心可以确定交混区内球流均值流线并从理论上确定交混区大小。     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

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。     

自主创新,为中国核电“走出去”植入生命力——清华研发的中国第四代核电技术开始迈向世界

正清华新闻网1月22日电习近平主席访问沙特阿拉伯期间,中国核建与沙特核能与可再生能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》。这是中沙两国共同落实"一带一路"倡议的重要举措,也是中国第四代核电技术高温气冷堆实现"走出去"的重大突破。高温气冷堆是中国具有完全自主知识产权的第四代先进核电技术,具有固有安全性、多功能用途、模块化建造、核不扩散等特点和优势,在极端事故情况下不会发生堆芯融化和大量放射性释放的事故。此次中国     

高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准适用性研究

 高温气冷堆具有良好的固有安全性,其高参数蒸汽可以满足石化行业等供热市场的需求。本文给出了高温气冷堆供热机组推广过程中存在的厂址选择法规标准适用性挑战,并通过高温气冷堆与石化行业用户相互之间的影响分析,认为现阶段已有开展编制高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准的必要。同时综合国内外调研情况发现,可以充分发挥高温气冷堆的技术优势,重点关注行业间应急体系的协调性,鼓励发展高温气冷堆供热项目非居住区、限制发展区、应急计划区“三区合一”的理念。     

核能所王大中同志在联邦德国取得一项专利

我校核能技术研究所王大中同志在联邦德国进修期间,就模块式高温气冷新堆芯设计取得一项发明专利。 高温气冷堆是一种能提供高温工艺热、安全性能好、核燃料利用率高的先进堆型。目前正在美、日、联邦德国、苏等国进行研究和发展。近年来联邦德国发展了一种模块式高温气冷堆,它     

高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站研究

模块化高温气冷核反应堆是一种安全性好、可用于高效发电和提供高温工艺用热的先进核反应堆,是国际核能领域第4代核能系统中6种备选堆型之一。将模块化高温气冷堆技术与目前已经成熟的超临界蒸汽动力循环技术耦合,发电效率将达到45%以上,比目前在役的压水堆核电站效率(33%左右)高出30%以上。我国已经掌握了模块化高温气冷堆技术;通过引进、消化、吸收,也已经掌握了超临界蒸汽动力循环技术;具备条件研究建造高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站,使其成为世界上最早实现的超临界核电站。     

高温气冷堆椭球形包覆燃料颗粒应力及破损率

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组元,在制备过程中,由于各种因素会产生非理想球型的包覆燃料颗粒。针对清华大学10 MW高温气冷堆(HTR-10)包覆燃料颗粒的结构,对典型的非理想球形包覆燃料颗粒建立了椭球模型,用薄壳理论计算了应力分布,用PANAMA程序计算了不同椭球长径比下的颗粒破损率。结果表明:椭球形颗粒的最大应力和破损率随椭球长径比增大而增大,与理想球形相比破损率提高了不到一个量级,仍小于10-8,因此,这对燃料元件来说是安全可靠的。     

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。     

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。     

高温堆燃料元件制造设备运抵清华大学核能技术设计研究院

德国核化学冶金公司（ＮＵＫＥＭ）赠送给清华大学核能技术设计研究院（核研院）的高温气冷堆球形燃料元件全套制造设备，１９９５年５月１０日安全运抵核研院。德国是研究发展高温堆的先驱国家之一，曾投入巨大的人力物力进行高温堆燃料元件的研制。ＮＵＫＥＭ是德国唯一研究生产高温堆燃料元件的工厂，先后投资５７００万马克，建立了一套生产设备，为德国ＡＶＲ和ＴＨＴＲ－３００两座高温堆生产出１００多万个燃料元件，至今元件已安全运行２０多年。清华大学核研院与德国有关部门在高温堆方面有着长期良好的合作关系。在德国能源供求关…     

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。     

商用高温气冷堆氦气透平循环发电热力学参数分析和优化

随着反应堆出口温度的提高,高效的动力转换技术已经成为(超)高温气冷堆的一个趋势。该文在HTR-10、HTR-10GT和HTR-PM研究的基础上,针对更高的堆芯出口温度,对高温气冷堆氦气透平循环的热力学参数进行分析、优化和设计。通过建立高温气冷堆的数学模型和优化模型,结合更符合工程经验的约束条件,确定了高温气冷堆氦气透平循环的2个设计工况点:1)接近目前工程经验的工况点,堆芯出口温度为850℃,继承HTR-10GT氦气压气机和透平的设计经验,循环压比为2.47,循环效率为47.60%;2)略带前瞻性的工况点,堆芯出口温度为900℃,堆芯入口温度为550℃,压气机压比为2.75,此时循环效率为48.92%。该文还基于这2个工况点对高温气冷堆氦气透平循环参数进行设计,将会对未来开发高温气冷堆闭式Brayton循环提供帮助。