HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析

热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。     

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     

SIMULINK环境下HTR—10基层调节回路的仿真研究

１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）基层调节回路的研究是确立协调控制方案的基础，由于对象特性复杂，不确定因素较多，给仿真分析带来很大的难度。在ＳＩＭＵＬＩＮＫ环境下建立各回路的仿真框图，并完成了一系列研究工作，具有过程方便、快捷，结果合理、准确等优点，为现阶段ＨＴＲ－１０动力系统控制策略的研究提供了有力的参考。     

10MW高温气冷堆主要调节回路工程整定方法的仿真研究

１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）动力系统自动控制的研究是ＨＴＲ－１０工程重要子课题之一，核功率调节回路与氦流量调节回路是其中两个重要的回路。由于控制对象存在参数变化大、非线性特性强特点，给控制器参数的工程整定带来了很大困难。本文研究了上述回路在一定性能指标约束下的参数调整方法和规律，为控制器的工程实现和现场整定提供了指导，也为ＨＴＲ－１０整体控制策略的深入研究奠定了基础。     

10MW高温气冷实验堆反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性影响分析

对１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性的影响进行了敏感性分析计算，并且研究了反射层毒物浓度为５．２ｍｇ／Ｌ硼当量的情况下反应性的补偿手段。结果表明：毒物的存在，致使反应性下降，为了补偿这种效应，需要增大燃料中＾２３５Ｕ的富集度或者增大堆芯装料体积。本文工作可为ＨＴＲ－１０燃料中＾２３５Ｕ的富集度以及其它参数的选取提供参考依据。     

HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。     

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     

PANAMA程序及其在10MW高温气冷实验堆安全分析中的应用

ＰＡＮＡＭＡ程序是德国在高温气冷堆安全研究中开发的一个实用程序，可以用来计算ＴＲＩＳＯ－包覆燃料颗粒在事故条件下的破损率，本文简介ＰＡＮＡＭＡ模型，着重开发了ＰＡＮＡＭＡ程序中ＳｉＣ压力容器失效模式，并利用１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１）包覆燃料颗粒的设计参数，计算了燃耗，温度，核芯直径以及各包覆层厚度对颗粒破损率的影响，结果分析表明破损率阻燃耗，温度和核志直径的增大面而增长较快，对缓冲层和Ｓ     

10MW高温气冷实验堆工艺系统的辐射源及屏蔽设计

介绍了１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）与氦冷却剂相关的工艺系统设备中的辐射源，并以ＱＡＤ－ＣＧ程序完成了各设备间的辐射屏蔽计算。计算结果表明，工艺系统各设备中的辐射源强较低，即使对这些设备不进行附加屏蔽，其大多数设备外表面处的辐射剂量率仍满足限定工作区剂量率管理限值要求，并且对这些设备所在房间进行整体屏蔽的要求不高（１０￣２０ｃｍ厚的温凝土即可）。因此，建筑物结构设计厚度就能满足要求。     

主蒸汽管道断裂事故分析

在大亚湾核电站换料分析中,针对多卜勒功率亏损模型,需要对主蒸汽管道断裂事故进行了分析,本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢ－Ｆ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析,其结果表明,顺主蒸汽管道断裂事故过程中,即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）。     

HTR—10石墨球与燃料球均匀混合装料初装堆方案研究

分析了球床式高温气冷堆几种可能的初装堆方案的特点，选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷实验堆的初装堆方案。利用高温气冷堆物理设计程序ＶＳＯＰ进行计算，分析屯ＨＴＲ－１０从初始装料向平衡态过渡过程中的倒换料方式，最大单球功率及最大燃耗变化情况。     

核科学与工程

核科学与工程第１６卷第３期１９９６年９月作者简介秦山核电厂ＳＧＴＲ事故及其处置研究李吉根１９８４年毕业于清华大学工程物理系，副研究员。地址：北京市２７５信箱（０２４１３）ＨＴＲ－！０小金管螺旋管圈高压汽水两相流动摩擦阻力特性的研究毕勤成１９８８年毕业...     

压力容器形状偏差对安全性能的影响

压力容器制造过程中总会存在形状偏差，设计者应能明确可接受的形状偏差是多少。本文以有限元应力计算为基础，分析了整体形状偏差所造成的筒体和封头的一次应力的变化情况及其对压力容器安全性能的影响，得出了一些具有普遍意义的结果，并以ＨＴＲ－１０反应堆压力容器为例，根据设计和制造中的具体情况，分析了可接受的形状偏差限值。     

蒸汽发生器传热管断裂事件树分析

对压水核堆电厂蒸汽发生器传热管断裂（ＳＧＴＲ）事故进行了概率安全分析,给出了功率运行状态下一根或两根ＳＧＴＲ事故导致堆芯裸露的频率为１．２６×１０＾－６／堆·年,并找出了支配性序列及其主要贡献。文章指出了模拟培训中对ＳＧＴＲ事故下正确干预训练的重要性。     

氢在石墨中的溶解扩散及渗透过程研究

通过对在不同氢气氛下预先气相充氢的石墨试样出氢规律的研究，得到氢在石墨中的溶解扩散及渗透过程的热力学参数如下：Ｄ＝５．７７×１０￣（－８）ｅｘｐ（－１８０００／ＲＴ）Ｓ＝２．２×１０￣（－９）ｅｘｐ（－５５００／ＲＴ）φ＝１．３×１０￣（－１６）ｅｘｐ（－２３５００／ＲＴ）其中Ｄ为扩散系数，单位ｍ￣２·ｓ￣（－１）；Ｓ为溶解度，单位；φ＝Ｄ·Ｓ，为渗透率，单位ｍ￣２·ｓ￣（－１）·Ｐａ；Ｔ为温度（Ｋ）；Ｒ＝８．３１为气体普适常数。     

K-FIX程序的改进及其在高温气冷堆自然对流计算中的应用

用瞬态有限差分解法计算了氦冷高温气冷堆自然对流问题。分析中采用点松驰方法迭代求解非线性的有限差分方程组，给定边界的温度和计算的几何即可求得速度场和温度场。本文以国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷反应堆系统在事故工况下的热传输和余热导出”问题的合作研究计划（ＣｏｏｒｄｉｎａｔｅｄＲｅｓｅａｒｃｈＰｒｏｇｒａｍ简称ＣＲＰ）的基准试验的部分数据为基础，计算了压力容器内氦气自然对流流场和压力容器外腔室内空气自然对流流场，并与美国Ｂｅｃｈｔｅｌ实验室的计算结果作了比较，结果是合理的。     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。     

RELAP5一维硼追踪模型改进

基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的质量扩散效应。采用经典的对流-扩散问题的精确解对改进模型进行验证;同时,对流速适用范围、节块划分对求解精度的影响进行敏感性分析。该方法能够较好地模拟低流速情况下的含硼溶液扩散过程,且能保证不同网格精度下的求解精度。     

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱（IRWST）为对象，通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则，设计了缩比试验装置，对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究，分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明：相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则；加热初期，IRWST内以轴向上升羽流为主，随冷热分层的形成，流体的轴向上升运动被抑制，转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主；不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致，但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。