清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆的工程技术创新

清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一系列关键设备和零部件的制造与安装,使得整个工程项目顺利完工。在工程史研究中,技术工人做出的创新贡献并未引起学术界足够重视。本文表明,技术工人在工具、工艺、工序、制造与安装阶段的技术创新,亦是工程创新的重要保证。

HTR-10高温气冷堆—回路电气贯穿件的研制

研制HTR—10高温气冷堆一回路电气贯穿件。与压水堆安全壳上使用的电气贯穿件相比，HTR—10高温气冷堆一回路压力边界上的电气贯穿件要求更高：密封介质是氦气，密封压力更高。根据功能要求，本电气贯穿件的技术特点是采取了陶瓷组件封焊和钢管聚砜旋锻密封两种密封方法，以及紧凑的结构方式。经过了严格的型式试验研制成样机，电气贯穿件在HTR—10高温气冷堆一回路压力边界上得到应用。

10MW高温气冷实验堆（HTR-10）燃耗测量系统控制方案的改进

基于10MW高温气冷实验堆（HTR-10）的FCA系统及CFC系统的设计原理及运行规程,在不改变FCA系统原有设备部件的前提下,对FCA系统运行逻辑关系进行了优化,改进了原燃耗测量程序,实现了燃耗测量过程的自动运行及测量结果的自动建库.在此基础上,设计了CFC系统与FCA系统PLC的通信协议,实现了燃耗测量流程与控制系统的实时数据通信.上述改进的结果使得燃料装卸流程不再需要另设运行班组,提高了效率,将人为操作的步骤最少化,降低了误操作的可能性.

温度对10MW高温气冷堆用石墨摩擦性能的影响

采用SRV标准摩擦磨损试验台研究了温度对10MW高温气冷堆用石墨IG-11在空气和氦气中的摩擦性能的影响.结果表明:在空气中,室温、100℃、200℃和300℃下石墨的摩擦系数相当,400℃下石墨的摩擦系数最小;在氦气中,室温时石墨的摩擦系数最大,而其它温度下的摩擦系数相对较小.其原因在于,石墨在较高温度下同空气发生氧化反应,在摩擦表面形成具有减摩作用的反应膜,从而使摩擦系数减小.在氦气中,摩擦系数的减小主要归因于石墨层间范德华力的减小.

10MW高温气冷堆压力容器主法兰结构的有限元接触分析

10MW高温气冷堆(HTR- 10)压力容器主法兰是HTR-10的关键结构部件，对 HTR- 10的正常运行起着重要作用。 HTR- 10压力容器主法兰采用主螺栓进行联接，采用一道金属“ O”形环和一道“Ω”环进行密封。该研究课题对此主法兰结构进行了弹塑性接触计算，利用有限元分步加载技术模拟了主螺栓预紧以及加压过程中主法兰的应力和位移情况。计算采用二维轴对称结构模型和 MSC MARC 2000有限元程序。结果表明，无论是预紧状态还是设计压力状态， HTR- 10主法兰能满足强度要求，“ O”形环和“Ω”环也都能满足密封要求。

10 MW高温气冷实验堆燃料元件装卸系统研制

根据国际上类似系统的设计和运行经验,彻底改进了10MW高温气冷实验堆(HTR 10)燃料元件装卸系统的单列器、碎球分离器、提升器、控制系统,以使系统变得更为简单、可靠。改进后的设备均在全尺寸实验装置上进行过试验。系统的调试试验和初装料运行表明:该系统的性能满足HTR 10的要求。

10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

1 0MW高温气冷实验堆 (HTR 1 0 )的事故分析表明 ,在设计基准事故和严重事故条件下 ,HTR 1 0的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值 ,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性 ,不会造成裂变产物大量向外释放。根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验 ,针对HTR 1 0所提出的一系列事故对策有效地保证了HTR 1 0在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等 ,能够确保HTR 1 0、人员。

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10 MW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乏燃料罐内,每罐可容纳2 000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内,在库内采取通风冷却。若干年后,通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方,再用大厅吊车从竖井吊至地面,最后用卡车运至最终贮存库。

10MW高温气冷堆的应急计划与应急准备

为了保护环境、公众和工作人员,按照核设施纵深防御的原则,10MW高温气冷堆(HTR-10)必须制定应急计划,并在此基础上作好应急准备,以便在事故情况下可以采取快速有效的应急响应行动,减轻事故的后果。本文依照研究堆的核安全法规和导则,并根据HTR-10的安全特性,完成了HTR-10应急计划的制定、应急准备及装料前的场内综合应急演习等工作,保证了HTR-10在2000年建成并达到临界。

10MW高温气冷堆的动态特点与运行程序模型

介绍了 10MW高温气冷堆系统结构及特点，给出了几个物理量变化所引起的其它物理量变化的模拟计算结果。根据系统结构特点以及模拟计算做出了 10MW高温气冷堆总的运行程序模型图以及在几个运行阶段的调控方法。

10MW高温气冷堆的集总参数动态模型

应用基本的质量、能量和动量守恒原理,建立了10 MW高温气冷堆的动态数学模型。该模型采用了集总参数的建模方法,将反应堆按照不同热工水力学属性划分为多个节块,并采用了具有6组缓发中子的点堆中子动力学公式。对建立的模型进行了动态仿真。结果表明,所建立的模型能够用来进行反应堆的动态特性仿真。

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。

10MW高温气冷堆压力容器用SA516-70钢板

SA516- 70钢板具有中等强度和高韧性，机加工和焊接性能好。 10MW高温气冷堆压力容器采用 SA516- 70钢板制造。其机械性能和水压试验均满足设计要求。

多重人工神经网络在10MW高温气冷堆故障诊断中的应用研究

对人工神经网络技术在10MW高温气冷堆故障诊断中的应用进行了可行性研究,并用事故工况下反应堆监控参数的实际值和趋势变化值分别对2个BP网络进行训练和检验, 综合2个网络诊断结果得出最终诊断结果。经检验证明,采用神经网络具有较好的容错能力,对噪音信号有良好的鲁棒性。

10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设备热态试验

碳化硼吸收球停堆系统是 10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统 ,其功能是 ,在控制棒失效时 ,吸收球落入反射层的吸收球孔道 ,以达到紧急停堆的目的。介绍了在堆外、空气介质、150℃工作温度条件下 ,对吸收球传动机构设备进行的热态考验、传动试验和落球试验。结果表明 ,吸收球停堆系统 7套设备均达到了传动机构工作正常、落球时间在 3min之内、球位指示正确等设计要求。 7套设备安装到 10MW高温气冷实验堆上之后 ,在堆上进行了氦气介质下的热态落球试验 ,其结果达到设计规范的要求。

10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验

文章介绍10MW高温气冷堆(HTR 10)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明:蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。

10MW高温气冷实验堆数字化保护系统设计

本文介绍HTR－10数字化保护系统结构，系统硬件配置及功能，系统特点。

10MW高温气冷堆90°弯头内氦气流动特性分析

为了在10MW高温气冷堆中引入弯头传感器,通过实验和数值模拟的方法对90°弯头内流体的流动特性进行了研究,以实验获得的弯头内弧面和外弧面上的压力分布数据来对CFD模型计算的可信性进行评估,并应用验证后的CFD模型对高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性进行数值模拟。通过对比实验数据和CFD模拟结果发现,实验结果与数值模拟结果基本趋于一致,90°弯头内、外弧面的压力呈现明显的不均匀分布现象,在弯曲角度α=30°-50°之间,内、外弧面的压力差达到最大值并持续保持一段位置,k-ω模型能用于预测10 MW高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性。

10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析

对10MW高温气冷堆(HTR-10)一回路氦气中放射性裂变产物的组成及活度水平的准确测量,可用以分析研究HTR-10燃料元件释放裂变产物的特征,并可用以推知堆芯所有燃料元件中铀污染水平和燃料颗粒的整体破损率水平,从而可得到HTR-10辐射安全性的直接验证。本工作通过对取样罐氦气中惰性气体核素活度的分析,推测HTR010一回路活度,并与程序计算值进行了比较。实验测到了^(85m)Kr、^(87)Kr、^(88)Kr、^(133)Xe、^(135)Xe、^(135m)Xe、^(138)Xe、^(88)Rb、^(138)Cs等核素。通过实验测量可推知,燃料元件石墨孔隙中的铀污染份额低于5.7×10^(-7)。

10MW高温气冷实验堆满功率下的动态特性研究

根据高温气冷实验堆HTR-10的运行特点和控制要求,利用清华大学核能与新能源技术研究院开发的用于仿真计算的系统--10MW HTR-10仿真控制支持系统,进行了HTR-10满功率下动态特性的仿真研究,研究了HTR-10满功率时在外加反应性、氦流量、给水流量变化下的动态特性规律,并将得出的系统动态响应的仿真结果与反应堆在3MW低功率运行时的试验结果作了比较,发现动态特性变化规律一致,验证了仿真控制支持系统的准确性,同时获得了HTR-10满功率下的主要动态特性:由于HTR-10具有很大的负温度反馈系数,只用控制棒很难调节堆功率;而氦流量的变化对堆功率影响很敏感,二者几乎成线性变化,适于负荷变化的功率调节;给水流量的变化对核功率和热氦温度等一回路的参数影响不大,但对蒸汽温度等二回路参数影响显著,适合于蒸汽温度的调节.