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 高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ１０）蒸汽发生器双管工程模拟实验装置实验回路及主要实验设备的技术特征和主要技术指标。该实验装置用两根螺旋蒸发管作为实验本体，用高温氦气作为热源，全部采用全尺寸模拟。实验回路由氦气回路、一次水回路、二次水回路组成。一次侧氦气的工作压力为３．０ＭＰａ，工作温度为６７０℃。二次侧蒸汽压力为４．０ＭＰａ，工作温度为４４０℃。该装置主要研究ＨＴＲ１０蒸汽发生器３０％负荷运行工况下的稳定性，研究各种参数对稳定性的影响，给出不稳定阈值，同时还研究水侧两相流动阻力及氦侧平均放热系数。由于该实验装置完全采用真实模拟，并考虑了一、二次侧流体在传热及两侧流动的耦合影响。

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。

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。

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。

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高温气冷堆给水流量调节回路的仿真研究

10MW高温气冷堆 (HTR 10 )动力系统自动控制的研究中 ,给水流量调节回路是其底层的三个重要回路之一。由于对象存在着非线性特性及参数变化范围大等特点 ,给控制器参数的工程整定带来很大困难。本文针对研究的需要建立了适用的回路模型 ,通过仿真总结了该回路PID控制器的参数调整方法和规律 ,对控制系统的工程实现和现场整定有直接的参考作用及指导意义。

10MW 高温气冷实验堆项目管理系统的框架设计

介绍了１０ＭＷ高温气冷实验堆工程项目管理系统的初步设计框架。在此基础上，重点介绍了核工程管理信息系统（ＭＩＳ）和工程监控系统（ＰＭＳ）的功能设计以及ＭＩＳ各子系统的功能设计。本文在ＭＩＳ和决策支持系统（ＤＳＳ）的开发方法上也作了一些尝试。

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)。

球形燃料元件探测器的研制

１０ＭＷ高温气冷堆为氦气冷却、石墨慢化的核反应堆，球形石墨燃料元件松散堆积在堆芯中。反应堆运行期间，燃料元件的输入、再循环和卸出由燃料装卸系统完成，燃料元件输送和缓冲管段充满程度的监控由燃料元件探测器和其他测量仪器完成。本文介绍了以感应线圈为敏感元件的桥式探测器的工作原理及特性，电桥载波频率为３０ｋＨｚ时，传感器灵敏度最高。经对桥式探测器的实验表明：该探测器分辨率高、计数可靠，可满足１０ＭＷ高温气冷堆燃料装卸系统的使用要求。

HTR-10磁轴承转子动力学的初步研究

采用有限元方法和MSC. Marc软件,分析了10MW高温气冷堆(HTR-10)能量转换系统磁轴承转子的模态,研究了磁轴承支承刚度与固有频率的关系。研究结果表明,可以通过改变支承刚度和转子材料来调整固有频率,为转子过两阶弯曲频率及磁轴承控制系统设计提供了依据。

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。

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安全负压通风系统的设计

由于高温气冷堆具有固有安全性,因此在高温气冷堆的设计中采用通风式包容体替代了密封承压式安全壳。在供暖、通风与空调(HVAC)系统中相应采用了安全负压通风系统,以保证包容体在正常工况或事故工况下都能满足与安全相关的一切功能。本文介绍了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)安全负压通风系统的设计与评价。

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。

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。