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.     

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.     

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。     

高温气冷堆发展前景与我国的10兆瓦实验堆

高温气冷堆发展前景与我国的１０兆瓦实验堆ＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔａｌＰｒｏｓｐｅｃｔｓｆｏｒＨｉｇｈＴｅｍｐｅｒａｔｕｒｅＧａｓ—ＣｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒａｎｄＣｈｉｎａ’ｓＨＴＲ－１０￥／／钟大辛（清华大学核能技术设计研究院，教授北京１０００８４）...     

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.     

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。     

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     

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。     

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。     

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。     

高温气冷堆氦气透平循环发电系统中的立式高速减速箱研究

在高温气冷堆氦气透平和发电机之间布置减速箱,作用是将氦气透平的高转速降低到发电机转子所需要的额定转速。本文介绍了由一对高速齿轮、低速齿轮啮合传动组成的一级圆柱齿轮减速方案。方案的优点是结构简单、制造方便、运行可靠性高;缺点是设备体积大、输出和输入不同心。该减速箱方案避免了在能量转换单元中使用大功率变频器和高速电机,节约了制造成本,但同时在系统中引入了润滑油系统,增加了一定的风险。     

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。