示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点，提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案，并搭建了给水控制系统的仿真模型；分别对2种给水控制方案进行仿真研究，分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值，而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。      

模块式高温气冷堆核能系统二回路流体网络控制特性分析

针对模块式高温气冷堆（MHTGR）核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。     

1500MW驻波堆控制系统仿真研究

本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆盘管式直流蒸汽发生器双管工程模拟实验回路的技术特征和主要技术指标。实验系统用高温氦气作为热源，采用１：１全尺寸模拟，进行卫３０％负荷工况两相流稳定性验证实验、入口过冷度、蒸汽出口压力、流量及入口阻力对两相流稳定性影响的研究。结果表明，蒸汽发生器３０％负荷设计工况下，蒸汽出口压力２．５￣４．０ＭＰａ、给水温度７５￣１８０℃、入口节流阻力大于４０ｋＰａ时系统能稳定运行；蒸汽发生     

CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆（CEFR）重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定,具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作,实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

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。     

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运动方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据，本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型，对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响，并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明，为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足，保证蒸发器可靠工作，需限制蒸发器出口钠温过低，以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

基于微机系统的高温气冷堆工程仿真机

基于微机系统的高温气冷堆工程仿真机（HTRSIMU）由清华大学核能技术设计研究院开发完成HTRSIMU运行于Windows98或Windows2000平台上,采用多进程、多显示器结构,具有人机界面友好、结构紧凑、操作方便、易于扩展等特点。它的模型包括10MW高温气冷堆（HTR－10）的一、二回路主要部件,能够对反应堆堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件做详细的物理和热工分析计算,可以模拟正常运行和各种事故工况过程,仿真结果和蒸汽发生器等部件做详细的物理和热工分析计算,可以模拟正常运行和各种事故工况过程,仿真结果与HTR－10的设计值和安全分析报告符合得很好。利用HTRSIMU系统不仅可以进行高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训,而且将来可以对HTR－10主控室的操作人员进行现场支持,给实际运行和各项研究提供帮助。     

Development of control technology for HTTR hydrogen production system with mock-up test facility: System controllability test for loss of chemical reaction

The Japan Atomic Energy Agency has been planning the demonstration test of hydrogen production with the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). In a HTTR hydrogen production system (HTTR-H2), it is required to control a primary helium temperature within an allowable value at a reactor inlet to prevent a reactor scram. A cooling system for a secondary helium with a steam generator (SG) and a radiator is installed at the downstream of a chemical rector in a secondary helium loop in order to mitigate the thermal disturbance caused by the hydrogen production system. Prior to HTTR-H2, the simulation test with a mock-up test facility has been carried out to establish the controllability on the helium temperature using the cooling system against the loss of chemical reaction. It was confirmed that the fluctuations of the helium temperature at chemical reactor outlet, more than 200 K, at the loss of chemical reaction could be successfully mitigated within the target of ±10 K at SG outlet. A dynamic simulation code of the cooling system for HTTR-H2 was verified with the obtained test data.     

Modeling of the Helium-Heated Steam Reformer for HTR-10

In this study, based on the pseudo-homogeneous one-dimensional model, a steady-state model of the helium-heated steam reformer planned to be connected with the 10 MW high temperature gas cooled reactor (HTR-10) has been developed. Good agreement is shown between the simulating results and experimental data. The influence of main process parameters on the performance with respect to the methane conversion and the hydrogen yield is investigated and discussed. The performance increases remarkably with the increase in the inlet helium temperature when it is lower than 1,000°C. Whereas, the effect becomes weak when the temperature is higher than 1,000°C. The influence of the inlet helium flow rate is not as evident as that of the temperature. The inlet helium pressure and inlet process gas temperature have almost no influence on the performance. The performance increases with the decrease in the inlet process gas pressure. The influence of the inlet process gas flow rate and steam-to-carbon ratio (S/C) is complicated. Optimal values should be chosen for them to obtain a high performance.     

中国先进研究堆冷中子源单相冷包方案可行性分

在现有的冷源设计中,两相氢循环因其换热能力强而被广泛采用,但它最大的缺点是存在含气率影响慢化的稳定性。能否采用单相循环代替两相循环实现高热流密度的热量输出,是待研究的重点。为兼顾循环流量等宏观特性和流场、温度场分布等细节参数的分析,提出了一种基于迭代的耦合算法,将一维理论公式与三维数值仿真模型相结合,用于分析中国先进研究堆单相冷包方案的可行性。研究发现,单相循环只能带走约30%的核发热,但由于冷包增加了氦冷却套,其余热量全部通过氦气对冷包壁面的直接冷却带走。温度场的分析显示液氢和壁面的最高温度分别为21.7和23.7 K。这说明冷包得到了充分冷却,单相循环及单相冷包结构可满足工程需要。     

氦气杂质对中间换热器材料的影响初探

中间换热器是高温气冷堆氦气透平间接循环和高温工艺热应用的关键部件.中间换热器属于一回路压力边界,它将堆芯出口温度达900～1 000 ℃氦气的热量传递给二回路氦气,此外还承受一、二回路氦气压差,因此,目前能够用于中间换热器的耐热金属材料非常有限.高温气冷堆一、二回路氦气中含有H_2、H_2O、CO、CH_4等杂质,在高温下,氦气杂质对中间换热器材料的影响主要是氧化、碳化和脱碳,降低材料的机械性能,其影响不可忽视.对于中间换热器设计,现有规范的温度范围需扩展,氦气杂质对材料强度的影响也需考虑.     

Transport of nuclear heat by means of chemical energy (nuclear long-distance energy)

Nuclear long-distance energy, i.e. the transportation of chemically bound energy, represents a potential application for process heat plants in which the endothermic reaction takes place at the heat source (high temperature reactor) whereas the exothermic back reaction occurs at the region of heat utilization (consumer). Due to the following criteria, i.e. reversibility of the chemical reaction, sufficiently large reaction enthalpy, favourable temperature region for the forward and back reactions, and the available technology, a combination of the methods of endothermic steam reforming of methane and exothermic methanation is chosen. As well as supplying household and industrial consumers with heating, process steam and electrical energy, an interconnected system with synthesis gas consumers (e.g. methanol production and iron ore reduction plants) is possible. It is shown that the amount of reactor heat which is convertible into long-distance energy depends considerably on the helium temperatures in the high temperature reactor and lies between 60 and 73% of the reactor power. Conceivable circuit schemes for the nuclear steam-reforming plants and the methanation plants are described. Finally, it is demonstrated, with the help of a simple model for cost estimations, that the nuclear long-distance energy system can make heating for households available in competition with oil heating and that due to the lower specific transport costs, for distances larger than 50 km it is also more economical than the hot water supply from the thermal power coupling of steam turbine plants using light water reactors (LWRs) or high temperature reactors (HTRs).     

钚自辐照老化过程中氦效应理论研究进展

钚因放射性衰变而出现自辐照老化效应。钚中氦行为是理解钚自辐照老化效应的一个基础和前提。运用分子动力学模拟技术，计算研究了钚中缺陷行为、氦与缺陷的相互作用、氦泡的初始形核过程、氦泡的长大过程以及氦泡对钚材料宏观性能的影响等。其中，钚-钚、钚-氦和氦-氦相互作用势分别采用修正嵌入原子多体势（modifiedembeddedatommethod，MEAM）、Morse对势和Lennard-Jones对势。主要的计算结果表明，氦原子与空位的结合能较大，在钚的自辐照过程中，两者易于结合并形成氦-空位团簇，成为氦泡的前驱体；氦泡可通过冲出位错环的机制而长大；氦泡的压力在GPa量级，且氦泡引起的基体膨胀很小。     

HTR-10一回路放射性石墨粉尘实验系统设计及研究

在10MW高温气冷堆(HTR-10)氦净化系统中,设计并建造了用于取样收集一回路放射性石墨粉尘的实验系统。结合国外已有的研究结果,根据HTR-10氦净化系统的运行参数进行了模拟计算。计算结果表明,该实验系统能有效过滤收集到的放射性石墨粉尘。所设计的取样过滤器便于拆卸和后期测量,可实现对放射性石墨粉尘进行长期系统的研究,给出反应堆不同运行工况下一回路氦净化系统中石墨粉尘及固体裂变核素活度的信息,将为HTR-10高温气冷堆裂变产物行为研究提供大量重要的实验研究数据。     

The design of 2300 MW(e) twin high temperature gas-cooled reactors for the philadelphia electric company

The basic design features of a 2300 MW(e) twin high temperature gas-cooled reactor (HTGR) power plant are described. The reactor core consists of vertical columns of hexagonal graphite fuel-moderator elements and graphite reflector blocks which are grouped into a cylindrical array and supported by a graphite core support structure. Reactivity control is accomplished by means of 146 control rods. The distribution of helium coolant flow through the core is controlled by variable orifice valves. Each of the six primary coolant loops is equipped with a helium circulator. The main steam/water section of each steam generator consists of a single helical tube bundle arranged in an annulus around the center duct. A core auxiliary cooling system is provided to furnish an independent means of removing reactor afterheat. The inherent safety characteristics and the design safety features of the large HTGR are discussed. Station arrangement, steam cycle and twin turbine generators, plant performance and control, containment and fuel handling, and environmental controls, are described.