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利用高温气冷堆专用系统分析软件THERMIX程序,对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)失冷失压和失冷不失压事故的动态特性进行了研究,分析了堆芯功率、燃料最高温度及堆舱水冷壁余热载出功率等关键参数的变化过程,并对影响余热排出功率和燃料最高温度的不确定性进行了评价.研究结果表明,在失冷事故下,堆芯余热可通过热传导、辐射和自然对流等非能动方式传至最终热阱大气,燃料元件和压力容器等重要部件的最高温度均在设计限值内.这为HTR-PM保持模块式高温气冷堆固有安全性不变的同时实现单堆250 MW的功率方案奠定了基础,也为后续高温气冷堆电站示范工程进一步的深入设计研究提供了依据. 相似文献
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250 MW球床模块式高温气冷堆进水事故研究 总被引:2,自引:2,他引:0
基于250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的初步设计,以高温气冷堆专用系统分析软件TINTE程序为主要工具,对蒸汽发生器1根传热管双端断裂设计基准的进水事故进行了分析,研究了反应堆温度和压力的变化特性、球床石墨的腐蚀率以及安全阀开启所造成的可燃气体排放等.此外,还分析了风机挡板关闭失效情况下堆内温度分布差异所造成的自然循环对事故后果的影响.计算结果表明:在蒸汽发生器1根传热管双端断裂、最大进水量600 kg情况下,事故后燃料元件的最高温度远低于设计限值,化学反应所引起的石墨腐蚀不会造成反应堆结构强度的破坏和燃料元件的意外破损,释放到反应堆舱室的可燃气体含量也不存在爆炸危险. 相似文献
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反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。 相似文献
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与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物(MOX)燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明:采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。 相似文献
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根据钍-铀混合氧化物燃料在高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)框架下的中子学与瞬态事故特性,基于铀原子份额和燃料碳/重金属比例2种参数的参数分析,寻找混合氧化物(MOX)装载的优化方案。分析结果表明,随着碳/重金属比例的减小,单位产能对应的天然铀需求量降低,同时以失冷失压事故后燃料温度为代表的安全特性参数都逐渐恶化;最优化方案相比于HTR-PM实际燃料装载方案,可节省约8.5%的U3O8需求量[~20 kg/(GW·d)];同时混合氧化物方案对钍燃料的利用率很低,仅为6%左右,必须进一步探索提高钍燃料在线利用率的途径。 相似文献
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10MW高温气冷堆热气导管高温性能试验 总被引:1,自引:1,他引:0
水平布置的同轴双层热气导管在10MW在高温气冷实验反应堆中是连接堆芯和蒸汽发生器的重要部件, 外分别流过高温和低温氦气,在氦气工程试验回路上进行了热气导管热工性能试验,使用氦气介质,在3.0MPa,950℃温度下连续运行时间超过98h,d3.0MPa700℃以上温度条件下的热运行时间超过350h,还在0.1-3.4MPa压力范围内进行了20闪压力循环;在100-950℃范围内,进行了18次温度循 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(10):1086-1093
The 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) constructed at the Institute of Nuclear Energy Technology (INET), Tsinghua University in China reached its first criticality by the end of 2000. The temperature measuring system of the in-core components is described in this paper. This system consists of the thermocouple penetration assembly of the reactor pressure vessel (TPARPV), the thermocouple penetration assembly of the reactor containment (TPARC) and the distributed computer-based data acquisition and processing system (DCS). Some new techniques were developed and applied, such as the thermocouple penetration technology under the high temperature and high-pressure environment and the laser welding technique. The TPARPV is the key measurement device and is described in detail. The general behavior of the TPARPV and TPARC was confirmed under HTR-10 operating conditions. The helium leakage rate of the TPARPV is 1×10-7Pa-m3/s while the helium leakage rate of the TPARC is less than 1×10-2 Pa-m3/s. The insulation resistance of the sheathed thermocouple is more then 109Ω. The temperature measurement error of the system is 2.3°C. The results of testing and field inspection and operation demonstrate that the design of the temperature measuring system is reasonable and reliable and that the performance of the system satisfies the design requirements of the HTR-10. These new techniques used in the temperature measuring system can be applied not only to other high temperature gas-cooled reactors but to various reactor types as well. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(7):647-654
Analysis was performed on the effects of fuel loading schemes and fuel materials on the inherent (passive) safety characteristic of the modular pebble-bed type high-temperature reactor against depressurization accident involving loss of He forced circulation Two extreme fuel loading schemes, the infinite-velocity multipass and Once-Through-Then-Out (OTTO), were evaluated for both U and Th fuel cycles. The results of the analysis show that the maximum core temperatures attained following the accident were much lower for the infinite-velocity multipass scheme than for the OTTO scheme. For both schemes, the Th cycle showed slightly higher maximum peak temperatures, compared to U cycle. 相似文献
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介绍了高温气冷堆TRISO型的包覆燃料颗粒及球形燃料元件的结构特点及其安全原理.高温气冷堆具有低功率密度特点和负温度反应性特点,其与球形燃料元件有安全循环关系,实现了高温气冷堆固有循环安全特性. 相似文献