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。     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

HTR-PM中~(14)C产生与释放行为研究

~(14)C具有较长的半衰期,可与稳定同位素一起进入生物圈,从而在核电站的环境影响评价中受到关注.本文基于HTR-PM给出了产生~(14)C的各反应模型,并代以HTR-PM参数,对HTR-PM中~(14)C的年产生量和气态释放量作出估算.最后,将计算结果与CANDU堆型进行了比较.     

HTR-PM蒸汽发生器绝热材料装配工艺研究

为解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）蒸汽发生器绝热材料装配问题,保证绝热材料达到设计要求的填充密度及压力,针对于蒸汽发生器不同位置进行装配工艺试验研究,通过试验测量压缩与回弹关系,得到不同压力下的保温材料填充密度。试验结果表明,热氦气侧采用毯状绝热材料,冷氦气侧采用锥形块及絮状绝热材料,可以满足设计要求的密度及压力。因此,通过本研究成功解决了蒸汽发生器绝热材料装配问题,为后续高温气冷堆项目建设提供了技术保障。     

吸收球停堆系统驱动装置螺栓抗震初步分析

吸收球停堆系统在高温气冷堆中起到相当重要的反应性控制和调节作用。而驱动装置是吸收球停堆系统中控制吸收球下落的关键运动部件。高约5m、呈细长结构的吸收球停堆系统驱动装置通过贮球罐底座与金属堆内构件的上支承板安装面相连。吸收球停堆系统贮球罐和驱动机构均为抗震Ⅰ级设备,故驱动装置连接螺栓的抗震校核计算是非常重要的。在本文中,通过将复杂的驱动装置简化为3段变截面结构,分析结构的超静定问题,对驱动装置内贮球罐底部与顶部的螺栓进行了校核计算。计算结果表明:贮球罐底部与顶部螺栓均在抗拉强度的安全范围内,同时给出了驱动机构薄弱处的支承力。     

高温气冷堆吸收球压碎力模型的计算与研究

吸收球停堆系统是10 MW高温气冷堆的第二停堆系统。吸收球为含25%B₄C的石墨小球,B₄C弥散分布在石墨基体上。压碎力是吸收球的一重要性能指标,与球直径密切相关。采用石墨球模拟高温气冷堆吸收球,研究了石墨球直径和密度对压碎力的影响规律。选用3种不同密度的石墨,加工成5种不同直径的小球,进行压碎实验。研究结果表明：球的压碎力与直径的平方成正比;直径一定时,石墨球的密度越大,压碎力越大。提高石墨球的密度是提高压碎力的有效途径。     

TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构应力松弛分析与结构安全评定

钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)停堆系统螺栓连接结构服役环境约在650°C的高温区域,连接结构包括三种材质的构件;升温过程热膨胀以及高温下寿期内的蠕变效应,对螺栓的预紧力都有很大影响。本文采用ANSYS程序,对TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构,在预紧载荷及热膨胀组合作用下的结构进行了应力分析和寿期内蠕变应力松弛分析。考虑从常温升高至工作温度的过程中,连接结构件由于使用不同材料,其热膨胀差导致预紧力发生变化的过程;着重研究分析运行寿期内螺栓结构材料的高温蠕变,所引起应力松弛的变化规律,及其对螺栓连接结构预紧力的影响;并根据ASME-III-5-HBB规范对螺栓进行力学分析和应力评定,论证该螺栓连接件全寿期内结构安全可靠。     

高温气冷堆不规则颗粒气动曳力研究

颗粒气动曳力计算模型对预测颗粒传输行为具有重要意义。为建立适用于高温气冷堆内非球形石墨粉尘颗粒气动曳力的关联式,本文采用计算流体力学分析了颗粒气动曳力的产生机理和关键影响因素,并针对高温气冷堆中几种典型非球形颗粒,建立了适用于非球形颗粒曳力系数的关联式以及石墨粉尘的统计平均曳力系数模型。研究结果表明：颗粒雷诺数和来流角是影响曳力系数的重要参数,随着颗粒雷诺数的增加,曳力系数降低;而随着来流角的增加,曳力系数增大。本文提出的曳力系数预测模型能很好地体现石墨粉尘气动曳力受非球形参数和来流角的影响,为高温气冷堆中石墨粉尘运动特性的研究提供了基础。     

基于初应变理论的螺栓预紧力加载方法在应力分析中的应用

本文针对在ANSYS中建立起来的下泄热交换器下法兰设计载荷下的计算模型,提出一种用初应变法解决下泄热交换器下法兰螺栓预紧力加载的方法.在螺栓三维梁单元参数中定义梁单元的初应变,等同获得预紧力引起的初始应力场,成功解决计算模型的螺栓预紧力加载问题.并对下泄热交换器下法兰在设计载荷条件下给出了应力计算分析结果.     

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号（HPR1000）事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。      

HTR-PM控制棒组件机械可靠性分析

运用机械可靠性理论,利用力学仿真分析高温气冷堆示范工程——球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）控制棒组件的受力情况和薄弱区,识别出其薄弱区位于控制棒组件连接头位置;基于概率断裂力学的可靠度-寿命计算方法,结合辐照对疲劳寿命模型的影响,并考虑所受应力情况,建立可靠度-寿命模型,计算HTR-PM控制棒组件在辐照减弱系数为0.7时的可靠度-寿命。计算结果表明,可靠度水平为0.99时,HTR-PM控制棒组件寿命约为15万次动作循环,辐照对控制棒组件寿命影响较大。本研究可为HTR-PM控制棒组件设备可靠性管理提供参考。      

磁悬浮控制棒驱动线抗震试验研究

为验证设备的稳定性、可靠性以及在极端条件下的安全功能,在地震模拟振动台上,采用一组控制棒驱动线实物作为足尺模型,进行了控制棒驱动线的抗震试验研究。得到了不同的地震输入对控制棒驱动线落棒时间的影响;测量了运行安全地震(SL-1)、极限安全地震(SL-2)水平下,控制棒驱动线的加速度响应值和应变值;验证了不同工况下控制棒驱动线的安全功能。试验数据表明,该驱动线在运行基准地震(OBE)、安全停堆地震(SSE)工况下,均能保持结构的完整性,并能实现运行功能。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

中国实验快堆控制棒驱动线抗震试验研究

本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究.研究结果为其安全评审提供了重要数据.     

球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制

为满足球床式高温气冷堆（HTR-PM）示范工程对球形燃料元件大批量生产、单球高铀含量和低破损率的要求,必须对10 MW高温气冷堆时期的球形燃料元件生产工艺进行改进和优化。通过对基体石墨粉、穿衣、压制、车削和热处理等关键设备及相关工艺进行重新设计和优化,建立了规模化的球形燃料元件生产工艺。采用该工艺生产的球形燃料元件,冷态性能如压碎强度、热导、磨损和腐蚀等均满足HTR-PM的技术指标,特别是球形燃料元件的平均自由铀含量与HTR-PM球形燃料元件的自由铀含量指标（6.0×10^-5）相差近1个数量级。采用优化后的规模化生产工艺,成功地研制出符合HTR-PM技术要求的球形燃料元件。     

HTR-PM蒸汽发生器二次侧吹扫技术研究

基于国内高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器(SG)二次侧的清洁问题,提出压缩空气吹扫技术。通过对SG二次侧螺旋管汽-液两相和单向流特性的分析,得到吹管系数的计算方法。根据HTR-PM机组的设计参数进行实例计算,得出压缩空气吹扫可行性方案。     

ACP1000控制棒驱动线抗震试验研究

为验证国产第三代压水堆ACP1000控制棒驱动线(CRDL)在三代核电要求地震条件下的结构完整性和功能完好性,在多点激励试验装置上,采用一组控制棒驱动线1:1样机作为试验对象,进行CRDL的抗震试验研究。试验中采用多频波法进行CRDL水平和竖直2个方向的地震激励,得到地震对CRDL落棒时间的影响;测量了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)下CRDL的加速度响应值和应变值,验证了CRDL在OBE下的运行功能和SSE下的安全功能。试验结果表明:ACP1000的CRDL在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究

研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。     

中国先进研究堆安全棒驱动机构调试

中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒。本工作对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试。新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作改进对提高驱动机构性能是有效的。