10 MW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不变形测量,取得了反应堆压力容器水压试验的圆满成功。     

高温气冷堆电气贯穿件关键技术研究

根据高温气冷堆对电缆贯穿安全壳的功能需求,结合高温气冷堆的特殊环境条件和电缆传输类型,通过采用技术成熟度评价方法,开展关键技术识别和研究,研制了一种适用于高温、高辐照环境以及紧凑空间下的电气贯穿件。重点介绍了总体结构设计、屏蔽和隔热组件三大关键技术,并通过开展鉴定试验对其性能指标进行验证。鉴定试验结果表明高温气冷堆电气贯穿件能够满足在预期鉴定合格寿命内,正常运行和事故工况下的功能要求。     

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。     

10MW高温气冷实验堆反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性影响分析

对１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性的影响进行了敏感性分析计算，并且研究了反射层毒物浓度为５．２ｍｇ／Ｌ硼当量的情况下反应性的补偿手段。结果表明：毒物的存在，致使反应性下降，为了补偿这种效应，需要增大燃料中＾２３５Ｕ的富集度或者增大堆芯装料体积。本文工作可为ＨＴＲ－１０燃料中＾２３５Ｕ的富集度以及其它参数的选取提供参考依据。     

10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点

模块式高温气冷堆是当今世界上公认的先进反应堆堆型之一。固有安全性是它的最突出的优点。本文对10MW高温气冷堆的堆体布置进行了详细描述,并对10MW高温气冷堆的结构设计特点进行了分析。根据10MW高温气冷堆的特点,本文对该堆的固有安全性、制造工艺等方面的优点进行了论述。     

10MW高温气冷堆压力容器主螺栓液压拉伸机

为了配合１０ＭＷ高温气冷堆３个压力容器的安装与拆卸,清华大学核能技术设计研究院研制了３种主螺栓拉伸机以代替昂贵的进口设备。本文对此拉伸机的研制情况、结构特点、设计参数、试验情况等方面作了描述,并给出螺栓预紧力的计算方法。这批拉伸机已成功地应用于１０ＭＷ高温堆３个压力容器的出厂水压试验。     

10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步设计

设计了１０ＭＷ高温气冷实验初装堆的两个方案，采用高温气冷堆物理设计程序包ＶＳＯＰ其进行分析计算，结果表明；两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡。就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言，方案２优于方案１。     

10MW高温气冷实验堆项目管理系统的框架设计

介绍了１００ＭＷ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）的开发方法上也作一些尝试。     

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。     

10 MW高温气冷实验堆升功率运行阶段辐射水平监测

通过对10MW高温气冷堆从装料前到满功率运行期间工艺流、工艺间、流出物、厂区环境的放射性核素含量、个人剂量水平进行的系统监测,了解了反应堆在不同功率下运行时对环境和工作人员的辐射影响,为反应堆安全运行和验收评价提供依据.监测结果显示,除反应堆堆顶距堆芯最近处中子剂量率最高为3.1 μSv/h外,其余点和工艺间均小于2.5 μSv/h(贮留因子T＞1/4)的剂量率控制值,厂区环境γ剂量率处于本底水平,烟囱流出物中没有检测到放射性核素(低于方法探测限).     

10MW高温气冷堆控制方案研究

在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。     

10 MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验

为了评价10 MW高温气冷堆(HTR-10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验.辐照考验在俄罗斯的IVV-2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放.辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察.辐照后检验结果表明辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损, 生产的燃料元件满足10 MW高温气冷堆的设计要求.     

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。     

10MW高温气冷堆气体采样分析系统研究

10MW高温气冷堆的氦气净化系统由氧化铜床、分子筛床、低温吸附器等主要净化设备及其它辅助设备组成,气体采样分析系统由气相色谱仪,湿度计、红外分析仪组成。在投入HTR-10使用中,其湿度计和红外分析仪均能达到设计要求,实现了对反应堆一回路氦气中H2O,CO,CO2的连续监测。其气相色谱仪满足设计要求．实现了对反应堆一回路氦气中H2,O2、N2、CH4、CO、CO2的间歇取样分析。     

模块式高温气冷堆采用预应力混凝土压力容器的可行性研究

针对模块式高温气冷堆(MHTR)钢制压力容器存在着制造难度大、运输困难和成本高等缺点．开展了对MHTR采用预应力混凝土压力容器(PCPV)的可行性研究本文简要介绍了PCPV的发展现状与技术特点,分析研究了MHTR采用PCPV作为一回路压力边界部件的技术难点及可行性,给出了．MHTR采用PCPV的初步设计方案。对该方案的分析结果表明．将PCPV应用于MHTR在技术上是可行的．不仅能够解决多腔室PCPV的力学问题以及反应堆余热释放等关键技术问题,而且能使MHTR具有更好的安全性和经济性。     

10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.在冷态性能检验合格的基础上,进行了10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验.在辐照温度1 000 ℃、累积快中子注量1.28×1025 m-2和燃耗(以金属铀计)达到95 GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破损.辐照考验结果表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆安全运行的要求.     

10MW高温气冷实验堆石墨砖的三维辐照应力分析

为分析快中子辐照和高温等条件下石墨砖在整修寿期内的力学行为，采用改编的ＡＤＩＮＡ和ＡＤＩＮＡＴ程序，计算了１０ＭＷ高温气冷实验堆石墨砖受快中子辐照后所产生的变形和应力历史。计算结果表明，改编后的ＡＤＩＮＡ和ＡＤＩＮＡＴ程序考虑了温度和辐照条件下多个参数的变化，可以用来分析石墨砖在辐照条件下的应力和变形。     

High-Temperature Characteristics of Pt-Mo Alloy Thermocouple for In-Core Temperature Measurements in Very High Temperature Gas-Cooled Reactor

As an initial part of development of Pt-Mo alloy thermocouples for applying them to in-core outlet-gas temperature measurement in a very high temperature gas-cooled reactor (VHTR), bare element wires of Pt-5%Mo/Pt-0.1%Mo thermocouple were tested in a high-temperature Ar atmosphere of 1,000～1,400°C for 30 h and in vacuum at 1,200°C for 3,000 h, and stabilities of their electromotive force and mechanical strength were examined as well as observations of their metallographical changes. In the high-temperature Ar atmosphere, selective reaction of Mo with impurity gases contained in the Ar took place very actively in the element of Pt-5%Mo, and its mechanical strength decreased considerably with losing its luster. In the high-temperature vacuum, however, the element wires showed very stable electrical, mechanical and metallographical characteristics for a long-term of 3,000 h. This suggested the importance of clean environmental atmosphere around the element wires. Based on the result, Ta-sheathed thermocouples were fabricated in trial and tested, expecting that the Ta sheath would work not only as a protector but also as a getter for impurity gases existing around the element wires. They showed very stable characteristics under a high-temperature condition for a long term with encouraging the future work in development of highlyreliable, long-life thermocouples for actual in-core services in VHTR.