高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中蒸汽重整器的数值分析

为了对高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中氦气加热的蒸汽重整器的性能进行定量化的分析,基于一维拟均相模型建立了一个动态的数学模型,开发了相应的计算程序.利用日本原子能研究院的实验结果进行了稳态下的模型验证与计算分析.研究表明:稳态的计算与实验结果吻合较好;化学反应速度不是影响性能的主要因素;相对光滑管,中心管采用肋片管使蒸汽重整器性能有明显的提高.     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统重整器性能数值分析

甲烷转化率和产氢量是反映重整器性能的重要指标。本文对匹配高温气冷堆HTR-10的蒸汽重整器性能进行数值分析。设定重整器氦气入口流量不变，研究不同氦气入口温度、压力，不同工艺气入口温度、压力、流量，以及不同水碳比对重整器性能的影响。在所研究的范围内，结果表明：氦气的入口温度对重整器性能有明显的影响；氦气的入口压力、工艺气的入口温度和压力对重整器性能影响较小；提高工艺气流量，甲烷转化率降低，但产氢量增加，而提高水碳比则有相反的变化关系。     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢蒸汽重整器的初步研究

基于一维拟均相模型，针对高温气冷堆具有单根转化管的甲烷蒸汽重整器建立了动态数学模型，开发了相应的计算程序，并对日本原子能研究所设计的甲烷重整器进行了稳态计算与分析。研究结果表明：重整器氦气入口的散热损失对重整器性能有明显影响，而化学反应速度则不是影响其性能的主要因素。稳态计算结果与实验结果较好吻合。      

高温堆甲烷蒸汽重整制氢系统性能热力学分析

从热力学的角度分析高温堆甲烷蒸汽重整制氢系统的性能，为进一步研究实际的制氢系统提供框架。建立了完全反应模型和平衡反应模型，研究系统效率，产氢量随过程参数的变化关系，得到各性能指标的极限值以及过程参数的最优值。通过与实验数据的比较，采用平衡反应模型对系统进行初步分析是合适的。     

10MW高温气冷堆温度系数的测量和评价

在没有辅助热源的情况下．采用主氦风机循环和不大于500kW的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量IOMW高温气冷堆的温度系数，用周期法测得石墨反射层平均温度从45．48℃到236．93℃过程中引起的反应性变化。同时，通过物理计算对测量结果进行评估．如果扣除氙毒和温度分布的影响．测量值和计算值是符合的。     

高温气冷堆蒸汽发生器用高温合金的述评

本文按蒸汽发生器对材质的要求,根据合金的化学成分、组织和性能,对国内外试验的高温合金进行了评述.认为反应堆出口温度为750℃时,可选 Incoloy 800H 合金。如果选 GH181合金,不仅可显著提高蒸汽发生器的使用寿命,而且当出口温度提高到1000℃时,仍可继续使用。     

1OMW高温气冷堆温度系数的测量和评价

在没有辅助热源的情况下,采用主氦风机循环和不大于500kw的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量10Mw高温气冷堆的温度系数,用周期法测得石墨反射层平均温度从45.48℃到236.93℃过程中引起的反应性变化.同时,通过物理计算对测量结果进行评估,如果扣除氙毒和温度分布的影响,测量值和计算值是符合的.     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析

10MW高温气冷堆蒸汽发生器（SG）传热管是带放射性的一回路与无放射性的给水蒸汽二回路的屏障。管束的破裂将会引起二回路的水蒸汽进入一回路,从而导致堆芯压力的升高和放射性产物的外泄,因此确保传热管的完整性是十分必要的。传热管的结构采用小弯曲半径的螺旋管结构,对于这种无法进行体积性在役检查的螺旋管,利用破前漏思想确保传热管的完整性是一个重要的选择。本文利用管道有限元程序PIPESTRESS对高温气冷堆蒸汽发生器传热管的应力进行了计算,得到了传热管的最大应力和应力与材料的不利组合位置。     

蒸汽发生器蒸汽管箱的应力分析

高温一级部件的应力分析涉及载荷控制的应力限值及应变和变形限值的计算。本文描述了蒸汽发生器蒸汽管箱的高温应力分析方法、步骤,并给出了最终评价结果。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置

介绍了１００ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）蒸发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℃二次测蒸汽压力为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     

基于网络的10MW高温气冷堆仿真系统

仿真系统基于计算机网络环境,可对10 MW高温气冷堆(HTR 10)的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程,并以图形界面动态显示仿真过程。同时可对仿真过程进行回放,对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可对HTR 10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量（概率安全目标）的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。     

模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究

非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值。     

高温气冷堆启动过程的模拟与分析

本文利用工程模拟机可实时计算、多系统耦合求解的技术优势,对球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的启动过程进行模拟。分析并掌握了HTR-PM主要运行参数的变化规律和调节手段,研究了模块式高温气冷堆在启动过程中的运行特性,特别是不同模块间所体现出的耦合效应对整个系统运行特性的影响,为电厂运行方式的确定和具体运行规程的制定提供了重要参考。     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

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。     

高温气冷堆蒸汽发生器中石墨粉尘重悬浮规律研究

高温气冷堆中石墨粉尘的运动规律对反应堆安全具有重要意义。本文采用数值模拟方法计算得到蒸汽发生器中的流场分布,在此基础上分析了蒸汽发生器中石墨粉尘重悬浮的规律。结果表明,对于粒径为0.1 μm的石墨粉尘,粉尘的重悬浮率几乎为0,对于粒径为1 μm以上的石墨粉尘,随着氦气流速的增大,蒸汽发生器中石墨粉尘的重悬浮率增大;在相同氦气流速下,随着石墨粉尘粒径的增大,石墨粉尘重悬浮率增大。