高温气冷堆核电技术产业化思考

根据国外高温气冷堆核电技术发展历程和我国高温气冷堆核电技术产业化的成就、现状与发展方向,从有利于发挥高温气冷堆核电技术多用途特性和加快高温气冷堆核电技术"走出去"步伐的战略角度考虑,本文提出了我国高温气冷堆核电技术产业化的相关建议,供政府有关部门及行业相关单位参考。     

浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用

介绍了10MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。     

小型高温气冷堆的堆型方案比较

本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.     

高温气冷堆氦气/氨水联合循环热力性能分析

对由顶部高温气冷堆简单循环、底部Kalina循环构成的氦气/氨水联合循环系统(HAC)进行热力性能分析。研究表明HAC循环相对HCC循环热效率提高6.0%,?效率提高8.1%,最终达到46.2%与62.0%。实现HAC循环对核能的高效转化利用具有良好的发展前景。     

高温气冷堆氦气/氨水联合循环热力性能分析

对由顶部高温气冷堆简单循环、底部Kalina循环构成的氦气/氨水联合循环系统(HAC)进行热力性能分析。研究表明HAC循环相对HCC循环热效率提高6.0%,?效率提高8.1%,最终达到46.2%与62.0%。实现HAC循环对核能的高效转化利用具有良好的发展前景。     

美国能源部选用固有安全动力堆和高温气冷堆

【英国《国际核工程》1988年9月号第2页报道】通用原子公司(GA)的模块式高温气冷堆(HTGR)和通用电气公司(GE)的固有安全反应堆(PRISM)在由美国能源部赞助的竞赛设计中分别获胜。美国能源部选择HTGR作为它两座军用生产堆的一种,该堆计划将于90年代晚些时候投入运行。两堆战略需要一座建在南卡罗来纳的萨凡纳河工厂的常规重水堆和一座建在爱达荷国家工程实验室的HTGR堆。     

高温气冷堆核电站示范工程主控室和备用停堆点设计分析

简要概述了华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程(简称HTR-PM)的主控室和备用停堆点的整体设计,着重对主控室和备用停堆点的功能设计、台盘布置、主要作用和特点进行了介绍和分析,为以后的实际工程提供参考。     

Temperature Measuring System of the In-core Components for Chinese 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor

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.     

10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验

文章介绍10MW高温气冷堆(HTR-10)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明：蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。     

HTR-10磁轴承转子动力学的初步研究

采用有限元方法和MSC．Marc软件，分析了10MW高温气冷堆(HTR-10)能量转换系统磁轴承转子的模态，研究了磁轴承支承刚度与固有频率的关系。研究结果表明，可以通过改变支承刚度和转子材料来调整固有频率，为转子过两阶弯曲频率及磁轴承控制系统设计提供了依据。     

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。     

200MW低温供热堆堆芯实时仿真研究(英文)

200MW低温堆是一种重要的新型反应堆。其堆芯流动采用自然循环。由此建立和选择高精度的模型,主要有堆功率模型;剩余功率释热模型;堆芯热传导模型;热工水力模型;欠热沸腾模型;CHF模型等。用吉尔算法和阿当姆斯算法相互印证求解,通过确定合适的算法,实现准确地实时仿真低温堆堆芯热工水力过程。     

10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的研制

我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工艺条件试验,系统地研究了生产工艺和性能之间的关系,摸索出最佳生产工艺条件。用化学气相沉积方法在150mm流化床沉积炉系统中批量生产出TRISO型包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察分析了包覆燃料颗粒的微观结构,包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6,冷态性能达到我国10MW高温气冷堆设计要求。包覆燃料颗粒辐照考验结果(放射性裂变产物释放率R/B为1×10-6左右)表明,包覆燃料颗粒的质量可以满足10MW高温气冷堆安全运行的要求。     

我国高温气冷堆的发展

模块化高温气冷堆具有的固有安全特性、建造周期短和相处容量小等优势正好符合电力系统非管制化（Ｄｅｒｅｇｕｌａｔｉｏｎ）发展趋势对于发电厂的要求,清华大学核能设计研究院正在建造一座１０ＭＷ高温气冷实验堆。本文着重分析了高温气冷堆的安全特性和提高发电效率的氦循环方式。     

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。     

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     

高温气冷堆在我国应用的预可行性研究摘要

本文概述了高温气冷堆在我国核能发展中的地位和作用,并对国内应用高温气冷堆的市场做了初步调查和分析,同时,做了小型高温气冷堆核电站 HTR100 型的初步适应性设计和经济估算。结果表明,在我国建造小型高温堆核电站在技术上是可行的。在一些地区,其发电成本可与同规模的煤电厂相接近。