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。     

HTR-10技术规格书在线监督系统

10MW高温气冷堆(HTR-10)技术规格书在线监督系统以HTR-10仪表与控制系统提供的数据为基础,采用智能模拟运行人员行为的方法．实时分析判断反应堆系统和设备的工作状态是否满足技术规格书的要求,同时自动按照规定的频度完成部分定期试验和检查工作．对于不能自动完成的检查项目及时提醒运行人员,弥补了人工执行技术规格书时因工作量大、容易出现漏项的不足。本文介绍了HTR-10技术规格书在线监督系统的模型、组成模块、技术开发特点以及具体应用中的注意事项和方法。     

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Quantum 67160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余热排出系统的建模计算及试验验证

高温气冷堆的余热排出系统为非能动式系统,是一回路舱室冷却系统的组成部分之一。本文建立了10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）余热排出系统在反应堆舱室内结构的三维模型,模拟HTR-10运行过程中余热排出系统的工作状况。在HTR-10上进行余热排出系统试验,获得了HTR-10在最高热功率为3 MW条件下余热排出系统的相关数据。将试验数据与模拟结果进行比对,结果表明：模拟结果与试验数据存在偏差。通过分析,提出从模型设计、工况适应性两方面对模型进行优化。     

HTR-10一回路放射性石墨粉尘实验系统设计及研究

在10MW高温气冷堆(HTR-10)氦净化系统中,设计并建造了用于取样收集一回路放射性石墨粉尘的实验系统。结合国外已有的研究结果,根据HTR-10氦净化系统的运行参数进行了模拟计算。计算结果表明,该实验系统能有效过滤收集到的放射性石墨粉尘。所设计的取样过滤器便于拆卸和后期测量,可实现对放射性石墨粉尘进行长期系统的研究,给出反应堆不同运行工况下一回路氦净化系统中石墨粉尘及固体裂变核素活度的信息,将为HTR-10高温气冷堆裂变产物行为研究提供大量重要的实验研究数据。     

HTR-10产生石墨粉尘量的估算及其尺寸分布

在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行,石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约为2．74kg／年)。通过质量加权平均,给出了石墨粉尘的体积、面积和直径分布函数。     

HTR-10安全功能与设备分级

参照有关的核安全法规,结合我国设计、建造各类研究堆的经验,根据HTR-10的安全特性和对构筑物、系统和部件安全功能的要求,制定了HTR-10的构筑物、系统和部件等物项的安全分级原则和相应的设计、制造要求及验证措施等,对HTR-10的设计和建造具有实际的指导和应用价值,确保了HTR-10的安全与可靠。     

HTR-10主氦循环风机的设计、试验和运行

主氦循环风机是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的关键设备,在250℃、3．0MPa的氦气气氛下将反应堆的热能输送到蒸汽发生器。针对反应堆的特殊要求,主氦循环风机的设计包括总体结构、叶轮型式、冷却系统．轴承,测量仪表、电气贯穿件和隔断阀对设计制造的主氦循环风机进行了出厂试验和安装后的冷、热态性能试验。按照反应堆的调试要求,主氦循环风机随反应堆的调试进行了初步运行。试验和运行结果表明,主氦循环风机达到了设计要求,能满足HTR-10的运行要求。     

HTR-10一回路氦气泄漏率测量方法研究

本文详细介绍了测量HTR-10一回路氦气泄漏率的两种方法--直接测量法和存量衡算法,针对HTR-10一回路参数多变的特性,讨论分析了直接测量法的实用性,并提出了在计算压力壳内氦气平均温度时使用经验公式的方法.结合实际运行参数,分别使用两种测量方法得到的氦气泄漏率的最大相对误差为5.7%,证明了用直接测量法可以准确得到HTR-10一回路氦气的泄漏率,能够以直接测量法得到的测量结果为依据连续监测一回路氦气每天的泄漏量是否小于一回路却剂系统中总氦量的1%.     

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HTR-10一回路活度，并与程序计算值进行了比较。实验测到了^85mKr、⁸⁷Kr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe、^135mXe、¹³⁸Xe、⁸⁸Rb、¹³⁸Cs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 MARC2000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”环也都有满足密封要求。     

Sealing behavior of the HTR-10 pressure vessel flanges

The flanges of 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) pressure vessel play an important role in sealing the primary coolant of Helium. They are bolt-connected with a metallic O-ring and a welded Ω-ring. An elastic–plastic nonlinear analysis was performed to evaluate the stress and deformation of the contact flanges with the finite element software of MSC MARC 2000. The multi-step loading process was employed to simulate the processes of pre-tightening and pressurizing of the HTR-10 pressure vessel. The structural effects of the flanges on the opening and the shifting of the HTR-10 pressure vessel flanges at the O-ring position were studied to determine the flange height and the head closure thickness. The good sealing performance of the O-ring and the Ω-ring was verified both numerically and experimentally. The finite element model analysis results compared well with the hydraulic test of the HTR-10 pressure vessel. The results show that the flanges can meet the strength requirement and that the O-ring and the Ω-ring can effectively seal the HTR-10 pressure vessel during both pre-tightening and pressurizing.     

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

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乏燃料罐内，每罐可容纳2000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堆芯球流运动的唯象学DEM模拟

清华大学研发的10 MW高温气冷堆（HTR-10）是国际上重要的先进实验反应堆,球流运动的研究具有基础性地位。通过唯象的方法对HTR-10堆芯的球流运动进行了离散元数值模拟,通过已由实验验证的计算程序,采用与HTR-10堆芯1∶1的计算模型,计算了27 000个元件单元的运动,包括不同摩擦系数f和不同底部锥角A下的球流运动。结果表明：在HTR-10堆芯设计条件下,球流运动较均匀,堆芯底部不存在滞留区;f越大或A越大,堆芯球流越均匀,表现出更好的整体性向下运动;当f达到0.8上限时,HTR-10堆芯球流依然保持了整体性运动,底部无任何被滞留的球。本工作对进一步优化球床式高温气冷堆堆芯设计具有重要意义。     

HTR-10控制棒系统的试验与调试

10MW高温气冷实验堆共有10套控制棒组件及其驱动机构，用于高温堆启动，功率运行和停闭过程中补偿和调节所需的反应性变化，并保证足够的停堆裕度，为确保达到工程设计的要求，对全部控制棒组件及驱动机构，都在实验室进行了热态试验，在高温堆上进行了安装后调试，以及首次临界前的测试，各项数据表明，所有驱动机构运行良好，控制棒的提棒，落棒运行功能正常，位置保持功能正常，棒位显示准确。     

10MW高温气冷实验堆电力系统

10MW高温气冷堆电力系统是为保障反应堆完成其安全目标和运行目标而设置的重要系统,本文介绍了10MW高温气冷堆电力系统的组成结构和配置,描述了电力系统在不同工况下的运行方式。     

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。     

10MW高温气冷堆氦气流中石墨粉尘的凝并发展

在10MW高温气冷堆中，因球形燃料元件的循环等多种因素，石墨构件摩擦磨损而产生石墨粉尘的现象不可避免。石墨粉尘的粒度很小（约1μm），它在氦气的携带下将在一回路内流动。颗粒的布朗运动使石墨粉尘在流动过程中彼此碰撞而出现石墨粉尘的凝并现象，由此改变了石墨粉尘的粒度分布。本工作采用离散 分区模型，针对10MW高温气冷堆，计算了石墨粉尘在氦气流中的碰撞与凝并状况。计算结果表明，在10MW高温气冷堆中，石墨粉尘的凝并现象不严重。     

Experimental and Operational Verification of the HTR-10 Once-Through Steam Generator (SG)

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor was operated smoothly at the designated parameters. The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. Design of the SG includes hydraulics, heat transfer and stability designs. Based on the design requirement, it is necessary to ensure sufficient heat removal from the reactor in order to maintain stable operation. In order to confirm the thermal hydraulic reliability of the SG, a series of experiments had been carried out. The purpose of this paper is to introduce the design features and experimental verification of HTR-10 SG, and the research results of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for example, the heat transfer coefficient of water, superheat steam and the two phase flow in the helical tube, the heat transfer coefficient of the He flow across the helical tube, and the centrifugal force effect on the heat transfer for the helical tube. In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 SG have been presented.