10MW高温气冷堆一回路氦气品质研究

10MW高温气冷堆以氦气作为冷却剂,氦气中含有H2O、CO2、H2、CO、CH4、N2、O2等7种影响氦气品质的杂质。分析反应堆在不同工况下的氦气品质数据的变化规律,可证明一回路氦气在反应堆功率运行过程中经氦气净化系统净化后,氦气品质能够满足技术规格书要求。但随一回路氦气平均温度的升高,氦气品质呈下降趋势,并可初步判断存在缓慢变化的杂质源项为水。     

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10MW高温气冷堆（HTR-10）在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.0×10¹⁶Bq，必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内，每罐可容纳2000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内，在库内采取通风冷却。若干年后，通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方，再用大厅吊车从竖井吊至地面，最后用卡车运至最终贮存库。     

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。     

10MW高温气冷堆的应急计划与应急准备

为了保护环境、公众和工作人员，按照核设施纵深防御的原则．10MW高温气冷堆(HTR—10)必须制定应急计划．并在此基础上作好应急淮备，以便在事故情况下可以采取快速有效的应急响应行动，减轻事故的后果。本文依照研究堆的核安全法规和导则，并根据HTR—10的安全特性，完成了HTR—10应急计划的制定、应急准备及装科前的场内综合应急演习等工作．保证了HTR—10在2000年建成并达到临界。     

10MW高温气冷堆球形燃料元件碳化工艺研究

通过对高温气冷堆球形燃料元件压制坯体及酚醛树脂碳化过程的研究，确定了碳化工艺制度的制订原则。在碳化过程中，低温开裂主要是由压制工艺中产生的应变不均匀性造成原，高温开裂则主要受加热速率的影响，采用加压碳化工艺可提高基体材料的机械性能。     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

高温气冷堆燃料元件发展前景

第4代核能系统主要候选堆型之一的超高温气冷反应堆(very-high-temperature reactor,简称VHTR)氦气出口温度要求大于1 000℃;从经济性考虑,模块式高温气冷堆的单堆功率愈高愈好,燃料的燃耗深度也愈高愈好,这些对近代低富集度3层包覆颗粒(modern LEU TRISO particles)燃料元件提出了更高燃耗深度和耐更高温的要求.为满足上述要求,本文介绍了ZrC层代替包覆燃料颗粒的SiC层、UCO(UO2 UC2)核芯代替包覆燃料颗粒的UO2核芯和进一步降低现有低富集度3层包覆颗粒SiC层破损率的高温气冷堆燃料元件的研究和发展.     

10 MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10 MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺.制造了44批,约20 540个燃料元件.燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10-5,正品率为99%.     

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.     

10MW高温气冷堆燃料元件装卸系统的控制系统设计

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）是一座球床型反应堆,燃料元件的装卸和循环不需要停堆,由燃料元件装卸系统自动实现。为保证ＨＴＲ－１０的正常运行,燃料元件装卸系统必须安全可靠运行。为此,控制系统根据ＨＴＲ－１０燃料装卸系统热实验装置控制系统的设计和运行经验,采用了欧姆龙（ＯＭＲＯＮ）Ｃ２００Ｈ可编程控制器（ＰＬＣ）作为核心部件。本文介绍了控制系统的设计方案、控制过程和ＰＬＣ控制的特点以及用其实现     

10MW高温气冷堆的集总参数动态模型

应用基本的质量、能量和动量守恒原理，建立了10MW高温气冷堆的动态数学模型。该模型采用了集总参数的建模方法，将反应堆按照不同热工水力学属性划分为多个节块，并采用了具有6组缓发中子的点堆中子动力学公式。对建立的模型进行了动态仿真。结果表明，所建立的模型能够用来进行反应堆的动态特性仿真。     

10MW高温气冷堆氦气流中石墨粉尘的凝并发展

在10MW高温气冷堆中，因球形燃料元件的循环等多种因素，石墨构件摩擦磨损而产生石墨粉尘的现象不可避免。石墨粉尘的粒度很小（约1μm），它在氦气的携带下将在一回路内流动。颗粒的布朗运动使石墨粉尘在流动过程中彼此碰撞而出现石墨粉尘的凝并现象，由此改变了石墨粉尘的粒度分布。本工作采用离散 分区模型，针对10MW高温气冷堆，计算了石墨粉尘在氦气流中的碰撞与凝并状况。计算结果表明，在10MW高温气冷堆中，石墨粉尘的凝并现象不严重。     

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。     

高温气冷堆热气联箱内部流场数值模拟

以高温气冷堆热气联箱为研究对象，在实验研究基础上，采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行数值模拟，以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场，为高温气冷堆热气联箱的设计和实验研究提供参考。数值计算结果表明：热气联箱内气流发生剧烈搅混，加速了不同温度气流间的热传递，有利于高温和低温气流间的温度混合，存在肋片的区域未发生剧烈的气流搅混，不利于气流间的热传递；热气导管内温度混合率随其长度的增加逐渐增大，当热气导管长度为2.5m以上时，温度混合率达到99％以上。     

10MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制

文章主要介绍10MW高温气冷堆（HTR-10）乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的结构、功能、设计参数和工作原理。实验室和现场安装后的调试试验以及实际运行操作表明，该机构运行良好、可靠，完全满足HTR-10的使用和安全要求。     

10MW高温气冷实验堆石墨砖的三维辐照应力分析

为分析快中子辐照和高温等条件下石墨砖在整修寿期内的力学行为，采用改编的ＡＤＩＮＡ和ＡＤＩＮＡＴ程序，计算了１０ＭＷ高温气冷实验堆石墨砖受快中子辐照后所产生的变形和应力历史。计算结果表明，改编后的ＡＤＩＮＡ和ＡＤＩＮＡＴ程序考虑了温度和辐照条件下多个参数的变化，可以用来分析石墨砖在辐照条件下的应力和变形。     

10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大.本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核.结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序计算结果符合很好.     

Behavior of Coated Fuel Particle of High-Temperature Gas-Cooled Reactor under Reactivity-Initiated Accident Conditions

In order to clarify the failure mechanism and determine the failure limit of the High-Temperature Gascooled Reactor (HTGR) fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, pulse irradiations were performed with unirradiated coated fuel particles at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The energy deposition ranged from 0.578 to 1.869 kJ/gUO₂, in the pulse irradiations and the estimated peak temperature at the center of the fuel particle ranged from 1,510 to 3,950 K. Detailed examinations after the pulse irradiations showed that the coated fuel particles failed above 1.40 kJ/gUO₂, where the peak fuel temperature reached over the melting point of UO₂ fuel. It was concluded that the coated fuel particle was failed by the mechanical interaction between the melted and swelled fuel kernel and the coating layer under RIA conditions.