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。

10MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。制造了44批,约20540个燃料元件。燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10^(-5),正品率为99％。

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。

HTR-10数字化运行仪表与控制系统更新设计

10MW高温气冷堆(HTR-10)全数字化运行仪表与控制(I&C)系统经长期运行后面临设备老化、性能降低、备件短缺、可扩展性差等一系列的问题和不足。通过分析系统的技术特点和存在的问题及不足,提出了系统在网络结构、硬件配置及功能优化等方面的更新原则、目标和具体方案,系统更新后将有效提高系统运行的安全性和稳定性。

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。

HTR-10备用主氦风机更换方案设计

采用备用磁轴承主氦风机替代目前使用的滚动轴承主氦风机是10 MW高温气冷堆(HTR-10)的重要技术革新。通过对两风机的比较及一回路舱室剂量场测量验证了操作可行性,提出了舱室内拆装和舱室外拆装两种更换方案,并使用三维数字模拟技术对两种方案进行了仿真。通过对安全性、工作难度、工作量等方面的综合评估,认为舱室外拆装方案可行性较强。

HTR-10分散控制系统改造方案设计

10 MW高温气冷堆(HTR-10)的分散控制系统(DCS)执行对HTR-10的运行监测和控制功能。原DCS在设备可靠性、历史数据存储和转换等方面存在不足。根据HTR-10各工艺系统及控制对象的要求,分析了DCS的系统架构、功能和性能指标等;对I/O通道进行配置;提出以施耐德Quantum67160系列产品为主要模件的多重冗余硬件平台以及分别以UNITY和iFIX作为系统软件平台和组态工具的配置方案;采用PTO模块完成对棒控和装卸料系统控制,使用智能仪表对交流采样方案进行改进,在通信网络中加设逻辑网关的办法实现第三方通信功能。该设计方案可有效解决HTR-10原DCS存在的问题,满足HTR-10对DCS的要求。

HTR-10一回路流量变化试验的模拟

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一,该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明程序能够满意地再现HTR-10在该试验中的动态特性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。

10 MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制

文章主要介绍10 MW高温气冷堆(HTR-10)乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的结构、功能、设计参数和工作原理。实验室和现场安装后的调试试验以及实际运行操作表明,该机构运行良好、可靠,完全满足HTR-10的使用和安全要求。

10MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究

吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR 10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1∶1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR 10工程的技术要求。

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)。

HTR-10蒸汽发生器传热管束受力简化模型研究

清华大学10 MW高温气冷堆蒸汽发生器的传热管采用单头、小弯曲半径的螺旋管组件式结构,要求在正常和事故等多种运行工况下都能保证结构的受力低于一定阈值,防止因为传热管变形过大导致结构失效。本文利用ABAQUS有限元计算程序对该传热管结构在特定工况下的应力分布进行了分析对比,得到不同圈数螺旋管的应力分布规律,验证了传热管结构应力分析简化模型是有效的,可以作为下一步传热管断裂分析时确定载荷的依据。

HTR-10直流蒸汽发生器动态特性的仿真研究

研究蒸汽发生器的动态特性 ,可以为控制系统的分析设计提供依据 ,提高它的运行水平。为此 ,建立了 1 0 MW高温气冷堆 (HTR- 1 0 )蒸汽发生器的动态模型 ,较全面地反映了在功率运行范围内螺旋管直流蒸汽发生器的分布性、非线性及动态特性。在此基础上进行了详尽的仿真 ,结果表明 ,该模型的静态仿真值与静态设计值及实验值相符合 ;仿真动态过程符合热工水力学及其定性机理分析结果。这些结果对于设计蒸汽发生器的控制系统具有非常重要的意义。

HTR-10螺旋管直流蒸汽发生器实时动态模型

为满足 10 MW高温气冷反应堆 ( HTR-10 )半实物仿真系统实时仿真的需要 ,在已有 HTR-10螺旋管式直流蒸汽发生器复杂的具有分布参数和非线性动态数学模型的基础上 ,通过采用“预估分区变间距”与“动态网格划分”方法 ,对模型进行了实时求解。典型工况下的动态仿真研究分析表明 :模型实时求解的结果与原有模型相比较 ,动态结构相同 ,仅参数略有变化 ,动静态结果的精度能够满足要求 。

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。

10MW高温气冷堆底层调节回路的建模与仿真

10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )底层调节回路的研究是确立协调控制方案的基础。针对核功率、氦流量、给水流量调节的不同特点及要求 ,完成了各回路的建模及相应的仿真研究工作。由于对象特性复杂 ,不确定因素较多 ,着重研究了典型情况下各系统的响应规律 ,给出了与各回路特点相对应的控制器参数工程整定方法或规律。结果合理准确 ,方法直观实用 ,为现阶段 HTR- 10动力系统控制策略的研究奠定了良好的基础。

HTR-10超高温运行堆芯温度场分析

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的平衡关系,为HTR-10设计了多个稳态超高温运行工况,运用改进的热工模型分析了初装堆芯下各工况的堆芯温度场,给出其分布特征,并讨论了燃料分布不均匀性对堆芯最高温度的影响。结果表明:当堆芯出口冷却剂温度达到1000℃,且假设最高温度区燃料球和石墨球分布的不均匀程度达到极限时,堆芯最高温度仍未达到燃料温度限值。

简析王大中院士的核能技术创新方法

20世纪80、90年代,王大中院士和他的科研团队发明"跳起来摘果子"的科学思维,在经费、时间、人力和物力都有限的条件下,追求有限的创新目标,分阶段创新,每个阶段争取国家科技发展计划的同步支持,集中力量突破一批关键技术,逐步达成每个阶段的创新目标,最后实现整体创新的总目标,如期建成了两座具有世界先进水平和广阔应用前景的先进核反应堆——5兆瓦低温核供热堆与10兆瓦高温气冷实验堆。考察王大中院士和他的科研团队的核能技术创新方法,对中国当今的工程技术创新具有借鉴意义。

90°弯头内流体压力脉动特性的大涡数值模拟

以90°弯头在高温气冷堆内的特殊应用为背景,运用大涡模拟方法对90°弯头内的复杂流场进行了数值模拟,并将时均化处理后的结果与实验结果以及RANS稳态模拟结果进行了综合对比。通过对内、外弧面特定监测点的压力脉动信号进行功率谱密度分析,研究了在流动分离和二次流共同作用下弯头内压力脉动的特点。研究结果表明,压力脉动在内、外弧面上的成因不同。内弧面上最大压力脉动功率出现在弯曲角度50°附近区域,主要由流动分离和涡脱落引起;外弧面上最大压力脉动功率出现在弯曲角度12°附近区域,由流体与外弧面的冲击作用引起。