高温气冷堆反应堆保护系统设计优化研究

高温气冷堆是具有固有安全和事故缓发等安全特点的第四代先进反应堆。文章以山东辛安高温气冷堆项目为基础,对反应堆保护系统传统的3层架构进行了介绍,同时基于安全级DCS“龙鳞”平台设计了实施方案,并对实施方案进行了优化研究。改进后的方案在维持原安全功能的前提下,减少了机柜数量,降低了设备成本,可推广应用于后续高温气冷堆项目反应堆保护系统。

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具研发与应用

[目的]为克服反应堆保护系统调试技术存在的不足,以提高反应堆保护系统调试效率和质量。[方法]设计了一套专用于高温气冷堆示范工程反应堆保护系统的自动化调试工具。该工具采用了先进的技术,能够自动化地完成反应堆保护系统的调试,可以大大提高调试效率和质量。[结果]阐述了高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具的研发与应用,介绍了调试工具的研发过程、难点及内容,以及信号输出、信号采集、数据处理、信息显示等自动调试功能的设计思路、实现方式及成果,经过高温气冷堆示范工程反应堆保护系统功能和性能验证方面的实际调试与应用。在调试过程中,该工具能够快速准确地发现和解决问题,证明了该工具的有效性和可用性。[结论]自动化调试工具可以提高反应堆保护系统调试的效率和质量,提高了反应堆保护系统的可靠性和安全性。同时,还需要继续研究和改进自动化调试工具,以适应反应堆保护系统不同的调试需求。

HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样研究

高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HTHSL)在蒸汽发生器(SG)中的输运(沉积)行为和固体裂变产物总量分别设计。通过基于热工水力学分析的优化设计和仿真,沉积取样装置(DSD)的3套管结构能够实现均匀的全程温度控制。在相应模拟的基础上,改进了HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样回路,可用于SG高温氦中重要核的取样。这些方案为获得高温氦源项提供了有效的解决方法,为高温气冷堆源项的分析提供了更深入的认识。

10MW高温气冷堆反应堆压力容器的出厂水压试验

根据 ASME规范第Ⅲ卷 NB 6200节的规定，对 10MW高温气冷堆压力容器的水压试验要求、试验过程，试验结果及评价进行了叙述。用清华大学核能技术设计研究院研制的液压张拉机对主螺栓实施了合理及有效的张拉，对压力容器进行了应变和变形测量，取得了反应堆压力容器水压试验的圆满成功。

关于10MW高温气冷堆反应堆压力壳的水压试验研究

对HTR 10反应堆压力壳进行了水压试验。用自行研制的液压张拉机对压力壳主螺栓实施了合理及有效的张拉 ,对压力壳进行了应变和变形测量 ,反应堆压力壳水压试验结果表明 ,压力壳达到设计要求。

反应堆舱室屏蔽冷却水系统换热性能的数值模拟研究

以某高温气冷堆项目的屏蔽冷却水系统为研究对象,采用Fluent软件对笼式和扩展板式2种管道布置方案进行了数值模拟计算,分析了保温材料的导热系数、保温层厚度、扩展板竖向间距和高度对混凝土壁面温度的影响。研究结果表明:保温材料导热系数的降低和保温层厚度的增加有利于降低混凝土壁面的最高温度,且扩展板管道布置方案对混凝土壁面的冷却效果优于笼式方案;通过降低扩展板的间距可以加强混凝土壁面的散热效果,但扩展板高度的变化对评价指标没有明显的积极作用。

中国高温气冷堆技术取得突破 第四代核电反应堆主氦风机样机研制成功

国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程（HTR—PM）的核心装备——主氦风机试验样机，近日在上海电气集团鼓风机厂通过业内专家评审和鉴定。 据介绍，这是世界上第一台采用电磁轴承的大功率主氦风机，大量采用了创新技术，无论功率还是技术水平都处于世界领先水平，标志着我国已攻克世界高温气冷堆先进核电技术研发中的主要技术难关。

美国核电站的发展趋势与组合式高温气冷核反应堆

一、美国核电站的发展趋势目前,美国已运行的核电站共有90座,在建的核电站有39座,其中大部分将于近两三年投入运行。核电站主要采用轻水型核反应堆,包括西屋公司(Westing house)生产的压水堆(PWR),占电站总数的50％以上;

世界首台高温气冷反应堆将建成

2017年8月31日，由科技部、国家能源局共同组织的国家科技重大专项——大型先进压水堆和高温气冷堆新闻发布会在北京举行。在国家重大科技专项支持下，我国第四代核反应堆，即高温气冷堆的成功研究。被称为“不会熔毁的反应堆”。即将在山东荣成建成，该反应堆将成为世界首台高温气冷反应堆，赢得了国际同行的高度赞赏。

推启先进核能技术应用之门——记2006年度国家科技进步一等奖项目“10兆瓦高温气冷试验反应堆”

在人眼无法观察到的世界，一种微小的物质拥有着巨大的能量。核能源，它予人威慑，也为人类创造幸福，其差别就在于人类对它的控制。

基于Ansys的高温气冷堆反应堆压力容器翻转工装应用研究

国家科技重大专项第四代堆型高温气冷堆反应堆压力容器(以下简称“RPV”)是目前所有核电中外形尺寸和重量最大的压力容器,其吊装需要专用的翻转工装。通过Ansys软件对工装进行有限元分析,能够满足RPV翻转需要,增加了RPV的运输、翻转和起吊过程的顺畅性。

我国自行研制的高温气冷反应堆正加紧建设

本刊讯 国家“863”计划的重大项目──由清华大学核能技术设计研究院负责设计和建造的我国首座高温气冷反应堆,日前建设进展顺利,设备的安装调试正在进行中,计划将在明年建成并投入使用。 高温气冷反应堆与目前我国秦山、大亚湾核电站的压水堆不同,它是一种固有安全性好的先进反应堆堆型,发电效率可达45％左右,在我国长远能源系统中具有广阔的应用前景。这种反应堆是唯一能提供高温核工业热的核能源,它能产出950℃以上的高温,可广泛应用于发电、供热、稠油热采、煤炭气化液化等。由于高温气冷反应堆具有在事故情况下能自动停堆,剩余发热可以非能动地排除到堆外等一系列安全保障特点,它可建在工业区内或人口稠密的城市附近,以便更有效地服务于社会生产和人民生活。

高温气冷堆氢电联产核电厂的协调控制研究

利用核能的氢电联产近年来越来越受到关注。模块式高温气冷反应堆(MHTGR)是一种具有固有安全性优势的小型模块化反应堆。其核蒸汽供应系统可以提供约570℃的高温蒸汽。提出了氢电联产核电厂的协调控制方案。采用了六个高温气冷堆核蒸汽供应模块与甲烷蒸汽重整相结合的方案,根据质量和能量守恒建立系统模型,并通过Simulink平台上的仿真案例验证系统的控制策略。在满功率运行时,氢电联产核电厂产氢率为6.99 t/h,发电量为529.7 MW。通过稳态验证和引入扰动时的暂态仿真,证明了核电厂在不同功率水平和暂态状态下的运行稳定性。所提控制方案为进一步研究包含核电厂、制氢系统和间歇性可再生能源的混合能源系统的发展奠定了基础。

高温气冷堆技术研究及展望

概述现有核反应堆的类型,并对气冷堆进行介绍,对高温气冷堆的组成及其历史发展进行重点阐述。目前,高温气冷堆多以氦气为冷却剂,具有独特的技术优势。随着煤炭、石油等传统化石燃料的消耗,世界各国已重新将针对核能的研究与开发提上日程。核能领域目前仍存在一些问题亟待优化,但随着相关技术的发展,核能依然会成为一类重要的能源。

首台高温堆示范工程反应堆压力容器运抵华能石岛湾核电

2016年3月,国家重大科技专项高温气冷堆示范工程反应堆压力容器完成卸船,运抵华能石岛湾高温气冷堆示范工程施工现场,标志着高温堆示范工程建设迈入新的里程。反应堆压力容器是核电站主要核心设备之一,能够包容和支撑反应堆堆芯,

首台高温堆核电项目反应堆压力容器水压试验圆满成功

在华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程中，首台反应堆压力容器设备的水压试验，在上海电气核电设备有限公司获得圆满成功。经检查，各项数据均符合规范要求，外表面目视检查无变形、无渗漏和漏滴情况发生。国家核安全局北方站等各方人员共同见证，一致认为结果合格。

核石墨材料的性能、类型、制备及其在核反应堆中的应用

因为炭材料具有热膨胀系数低、抗热冲击性好、中子活化性能低等优异的性能,是核反应堆(特别是高温气冷堆)不可缺少的慢化、反射和结构材料。本文综合分析炭材料的核物化性能,重点剖析了核石墨的材料类型和制备方法。提出采用化学与物理并用的方法,去除炭石墨原料、大尺寸石墨块体的杂质,有可能使炭材料达到核石墨纯度要求;采用编织和化学沉积等复合材料技术制备炭/炭复合材料,制造核反应堆热结构件;采用热等静压工艺技术和振动成型制备各向同性石墨材料和核石墨块,并在2800～3000℃进行高温石墨化处理。采用先进的电子显微学、同步辐射等技术,研究核石墨的结构和性能,特别是其在中子辐射条件下的性能特征和行为特性,在此基础上,制定和建立科学合理的核石墨生产工艺流程、工艺技术条件。

10MW高温气冷堆堆芯的动态建模及其应用

从反应堆堆芯部分的物理和热工水力实际过程出发，经过简化建立了１０ＭＷ高温气冷堆堆芯的具有分布参数的非线性的动态数学模型，并采用多重网格算法研究了在典型工况下堆芯的动态响应特性。计算结果表明，在额定工况下模型的稳态结果与设计数据相符合，动态结果也符合基本的物理规律。由于缺乏同类反应堆动态数据，动态结果需要进一步校验。

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）...

高温气冷堆(HTR-10)用多级给水泵的三维造型与CFD分析

本文应用三维实体造型软件对10MW高温气冷核反应堆(HTR-10)中13级给水泵的全部过水流道进行了实体化造型,在此基础上进行了CFD(计算流体动力学)分析。数值模拟基于N-S方程、RNGκ-ε湍流模型和SIMPLEC算法,对给水泵全流道进行了三维紊流场计算,得出该泵全流道三维可视化流场特征和可以预测泵外特性的进出口截面总压分布云图。数值计算的结果为反应堆二次侧给水泵运行参数变化提供了预测与分析手段。实体造型和CFD分析可为研发新产品、提升产品制造理念、优化产品设计、提高新产品开发的成功率提供经济快捷而可靠的手段。