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。     

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.     

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

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.     

M310及改进型机组运行阶段共性问题研究

M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。     

高温气冷堆结构中的力学问题

本文着重介绍了高温气冷堆结构中的力学问题。由于高温气冷堆采用石墨作为主要结构材料,因而在高温、高辐照以及氧化气氛中石墨力学特性的研究是本文介绍的重点:诸如石墨在上述工作环境下的物理性质及力学性质,石墨的疲劳特性、石墨的应力分类及破坏准则等。对高温气冷堆压力容器(PCPV)应力分析中混凝土的徐变及开裂问题的研究,本文也做了介绍。     

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。     

模块式高温气冷堆预应力混凝土压力容器余热排出系统设计

非能动余热排出系统是模块式高温气冷堆（MHTR）实现固有安全性的重要保证。采用预应力混凝土压力容器（PCPV）代替钢制压力容器作为MHTR的一回路压力边界，对余热排出系统设计提出了特殊要求。本文研究提出了模块式高温气冷堆PCPV余热排出系统的设计方案，对余热排出系统的主要设计参数、结构特点和热工水力进行分析。该系统能够保证在事故工况下仅依靠自然循环实现堆芯余热的非能动排出。      

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。     

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器（RPV）侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项,对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量,分析出易损性变量因子的合理取值,计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力,挑选出易损性变量中的关键参数,并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明,侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动,易损性对于关键参数变异并不敏感。      

高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨

通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。     

杂质硼在高温气冷堆中的燃耗特性

在球床式高温气冷堆的堆芯和石墨反射层中,不可避免地含有少量杂质硼。硼杂质的存在及其燃耗会对反应堆的反应性产生影响。对于多次通过的球床堆芯,根据燃料元件的运行历史计算所有元件的硼燃耗,对于中子注量率差别较大的反射层,分区计算了硼燃耗。再采用微扰理论,计算燃耗过程中硼反应性价值的变化。计算结果表明,硼杂质燃耗很快,因此,硼杂质对反应性的影响降低很快。     

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析,认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果,并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。      

高温气冷堆核材料衡算及其评价

针对高温气冷堆(HTR)燃料元件和换料方式不同于传统压水堆的特性,HTR采用燃料元件计数与核素含量计算相结合的衡算方式,详细介绍了核素含量的计算方法,并对该算法进行系统测试和MUF不平衡差验证,证明了该衡算算法的正确性和可行性,实现了对HTR核材料平衡的监督与控制。     

美国高温气冷堆及其近期发展计划

简要地说明了美国高温气冷堆的发展过程,评价了美国已建成的高温气冷堆,介绍了美国目前正在实施的发展模块式高温气冷堆的三项计划。     

高温气冷堆压力容器开孔形状优化的边界元法研究

大开孔应力集中是高温气冷堆反应堆压力容器结构完整性分析的重点关注的课题之一。应力集中水平取决于开孔形状的设计。本文将三维边界元法用于高温气冷堆核电站示范工程反应堆压力容器的大开孔形状优化研究。边界元法只需在边界划分网格,在开孔形状优化过程中仅移动边界网格,避免了体积网格畸变问题。采用基于自适应生长的形状优化算法,通过应力集中区域沿法线方向生长有效降低应力。数值算例表明,该算法可方便得到具备低应力水平的优化开孔形状。     

10MW高温气冷堆压力容器用SA516-70钢板

SA516－70钢板具有中等强度和高韧性,机加工和焊接性能好。10MW高温气冷堆压力容器采用SA516－70钢板制造。其机械性能和水压试验均满足设计要求。