HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表的构成的仪表与控制系统相比，具有明显的优越性，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）数字化运行仪表和控制系统的设计与实施，包括系统结构，主要技术特点，系统主要功能等，并给出了系统的现场调试和运行情况。     

HTR-10氦循环风机远距离控制系统的设计

简要描述了清华大学10MW高温气冷实验堆的氦循环风机远距离控制系统的设计与调试概况 ,该系统的设计,基于反应堆主控制室的全数字化仪控系统以HS2000系统为组态平台和运行控制平台,全部操作实现了软操化。     

10MW高温气冷堆的动态特点与运行程序模型

介绍了10MW高温气冷堆系统结构及特点,给出了几个物理量变化所引起的其它物理量变化的模拟计算结果。根据系统结构特点以及模拟计算做出了10MW高温气冷堆总的运行程序模型图以及在几个运行阶段的调控方法。     

用全胶凝法生产HTR—10陶瓷UO2燃料核芯

对用全胶凝法生产HTR-10临界量陶瓷UO2燃料核芯进行了系统的总结,给出了陶瓷UO2产品的检测结果密度＞98%理论密度,氧铀比=2.00,不圆度＜1.05,直径=500±50μm,标准偏差＜15μm,提供了主要工序的控制参数.通过对温度、水解速度、胶液铀浓度、脱碳速度、还原-烧结升温程序、气氛等的控制,使质量达到了HTR-10燃料元件的设计要求,为工业化生产奠定了基础.本文还就若干关键技术溶胶的质量控制、多喷嘴均匀分散、三功能回转真空干燥机等进行了介绍.     

核电厂支持系统不可运行应对策略研究

核电厂运行技术规格书规定了我国核安全法规要求的、电厂必须要严格遵守的运行限值和条件.其中的正常运行限值和条件(LCO)对一系列执行安全功能的系统(被支持系统)以及支持安全系统执行安全功能的系统(支持系统)进行了可运行要求并规定了可运行要求未得到满足时所需采取的措施.但对于完全是由于支持系统的不可运行导致的被支持系统的不...     

HTR-10的运行工况监督和事故工况追忆

总结了将分布式计算机控制系统（DCS）用于10MW高温气冷堆运行工况的监督和事故工况追忆的设计思路,主要包括历史数据库,事故追忆库,人机界面和运行报表的组态设计。     

HTR-10控制棒控制系统设计

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）控制棒驱动装置采用链轮,环链传动,由步进电机经过齿轮减速机构带动链轮转动,从而使环链带动控制棒上下移动,HTR－10控制棒控制系统采用全数字化的分布式控制系统,实现了全部的控制,连锁和监测要求,实验和运行的结果证明,该系统具有功能完善,界面友好,操作方便,易于维护等优点。     

HTR-10装料前的调试

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）调试工作分为三个阶段进行,设计的调试项目共100个,本文简要介绍了HTR－10的系统划分及调试项目的设计原则,并重点介绍了第一阶段装料前冷态调试试验的内容及结果以及对调试不符合荐的处理办法,通过调试,全面验证了系统设计的合理性以及设备的可靠性和运行相容性,并获得了满意的结果。     

HTR-10应急电力系统设计及其调试

在充分利用高温气冷堆所具有的良好固有安全性这一特点的基础上，以安全级不间断电源装置组成了静止式新型应急电源系统，从而大大地减化了系统，降低了投资，并显著地提高了系统的安全性和可靠性，本文全成介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）应急电力系统的系统功能，主要设计原则，系统组成以及应急电力系统的核心设备－安全级不间断电源装置的运行方式和安全特性，并系统地总结了应急电力系统的调试工作。     

10MW高温气冷实验堆数字化保护系统设计

本文介绍HTR－10数字化保护系统结构,系统硬件配置及功能,系统特点。     

HTR-10球形燃料元件制造工艺

10MW高温气冷实验模块堆球形燃料元件的制造技术的研究始于1986年。球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。目前已完成了制造技术和石墨基体材料的研究和最佳化。已生产了25批,约11000个燃料元件。石墨基体材料的冷态性能符合设计指标,25批燃料元件的平均自由铀含量为5×10-5。     

HTR-10的调试管理

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）属于研究堆类型，但又具有小型核动力堆的运行模式；HTR－10的调试队伍由设计者、运行者和合同单位有关人员组成。针对HTR－10自身的特点和调试队伍人员组合的特点，确定了调试管理模式。本文重点介绍了HTR－10调试管理中的调试组织的规范化和试验活动的程序化，并给出了试验活动程序流程图。     

HTR-10数字化保护系统的验证与确认

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)验证与确认(VerificationandValidation,简称V&V)过程的特点是:和开发过程紧密配合,特别重视设计说明书的V&V、安全软件的V&V、系统功能的完整测试等环节。从而使数字化保护系统成功地通过安全审查并被批准应用于HTR-10上。     

HTR-10备用柴油发电机组的抗震鉴定

备用柴油发电机组是10MW高温气冷实验堆的重要I类抗震设备，采用在振动台上模拟地震试验方法进行抗震鉴定。本文详细介绍了抗震试验的方法和要求，并对试验结果进行了研究与分析。试验表明，机组能够满足HTR－10工程抗震的要求。     

核动力装置运行支持系统的设计与开发

利用实时嵌入式操作系统VxWorks开发了核动力装置运行支持系统(NPPOSS),该系统可以利用计算机技术的优势给操纵员提供装置运行状态监测信息、警报分析信息、故障诊断信息以及应急操作规程等。本文对核动力装置运行支持系统进行了设计和开发,并以蒸汽发生器传热管破裂为例,在全范围仿真机上对该系统的可行性进行实验验证。结果表明,采用NPPOSS可以减轻操纵员的工作负担和精神压力,提高核动力装置的安全性。     

HTR-10氦气流中石墨颗粒尺寸的估计

清华大学10MW高温气冷堆（HTR-10）采用石墨结构材料和石墨燃料元件,以及氦气冷却剂。由于结构部件的摩擦和磨损,反应堆一回路氦气流动中不可避免的带有石墨粉尘,这是反应堆设计中必须加以考虑的重要问题之一。本文根据凝并理论和颗粒学中的离散-分区模型（Discrete-Sectional Model,DSM）,建立了一种颗粒成长的计算方法,并对其进行了验证;同时运用该方法研究了HTR-10氦气流中石墨颗粒的发展情况,给出了氦气流中石墨颗粒在反应堆正常运行时的尺寸分布,并计算出石墨颗粒直径主要分布于10～20um,平均直径为12.9um。     

HTR-10数字化控制系统人-机交互界面设计

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）的仪表与控制系统采用了先进的数字化分布式计算机控制系统（DCS）,介绍了HTR－10主控制室数字化控制系统人－机交互界面的设计准则和设计内容,该设计以HS2000系统作为组态平台,全部操作实现了软操化,调试试验表明,该系统界面友好,功能完善和易于操作,体现了数字化仪控系统的先进性和优越性。     

HTR-10燃料元件装卸系统冷态调试

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）是一座球床堆，由燃料元件装卸系统实现燃料元件的装卸和循环，且不需要停堆，为保证HTR－10的正常运行，燃料元件装卸系统必须安全，可靠，为此，必须对燃料元件装卸系统进行周密，细致的调试试验和验证，本文介绍了燃料元件装卸系统冷调试的主要调试项目，调试方法和调试结果。     

HTR-10燃料元件的气体输送

为了保证高温气冷实验堆球形燃料元件可靠地输送,采用了传递管输送方法,本文介绍了10MW高温气冷堆（HTR－10）燃料元件气体输送系统的关键设备,管路设计及输送气体流量计算,通过初装料的运行,证明该系统运行良好。     

HTR-10控制棒和吸收球反应性当量测量实验

介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）在零功率物理试验阶段所做的控制棒反应性当时测量和吸收球反应性当量测量实验,并给出了实验结果。