基于网络的10MW高温气冷堆仿真系统

仿真系统基于计算机网络环境,可对10 MW高温气冷堆(HTR 10)的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程,并以图形界面动态显示仿真过程。同时可对仿真过程进行回放,对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可对HTR 10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

可组装模块在高温气冷堆全范围仿真机中的应用

鉴于目前反应堆全范围仿真机的开发周期长、升级困难、适用范围窄这一状况，借鉴Linux操作系统内核所采用的可安装模块，研究提出可动态组装模块方案，并将其应用到仿真机系统的设计上，成功地开发出构成模块可组装的高温气冷堆全范围仿真机系统。仿真结果表明：采用可组装模块方案设计高温气冷堆全范围仿真机系统是完全可行的。      

小型高温气冷堆的堆型方案比较

本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.     

美国能源部选用固有安全动力堆和高温气冷堆

【英国《国际核工程》1988年9月号第2页报道】通用原子公司(GA)的模块式高温气冷堆(HTGR)和通用电气公司(GE)的固有安全反应堆(PRISM)在由美国能源部赞助的竞赛设计中分别获胜。美国能源部选择HTGR作为它两座军用生产堆的一种,该堆计划将于90年代晚些时候投入运行。两堆战略需要一座建在南卡罗来纳的萨凡纳河工厂的常规重水堆和一座建在爱达荷国家工程实验室的HTGR堆。     

我国高温气冷堆的发展

模块化高温气冷堆具有的固有安全特性、建造周期短和相处容量小等优势正好符合电力系统非管制化（Ｄｅｒｅｇｕｌａｔｉｏｎ）发展趋势对于发电厂的要求,清华大学核能设计研究院正在建造一座１０ＭＷ高温气冷实验堆。本文着重分析了高温气冷堆的安全特性和提高发电效率的氦循环方式。     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

高温气冷堆核电站示范工程主控室和备用停堆点设计分析

简要概述了华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程(简称HTR-PM)的主控室和备用停堆点的整体设计,着重对主控室和备用停堆点的功能设计、台盘布置、主要作用和特点进行了介绍和分析,为以后的实际工程提供参考。     

采用虚拟场景技术的高温气冷堆仿真系统研究

仿真系统对10 MW高温气冷堆的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程。采用虚拟场景技术,按高温气冷堆的实际结构建立三维虚拟场景,用户可在虚拟场景中漫游观测,实时查看仿真计算状态;同时可对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可以对HTR-10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

高温气冷堆模拟机的堆芯热工建模研究

为完成核电厂操纵员的培训和考试,需开展适用于高温气冷堆的模拟机研究。根据球床堆芯的特点,利用流体网络与传热网络建立了可实时计算的热工水力模型,讨论了球床中氦气沿径向的流动及换热对堆芯热工水力性能的影响。结果表明,在正常运行工况下,径向流动与换热对轴向流动的影响较小,模拟结果差别不大;而在失流不失压工况下,径向流动与换热对堆芯自然对流的形成、余热导出及整个瞬态过程的影响均较为明显,考虑径向流动与换热的仿真结果与设计软件的结果符合更好。考虑到模拟机仿真范围和逼真度的要求,在高温堆模拟机堆芯建模中需加入径向流动及换热模块。     

10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点

模块式高温气冷堆是当今世界上公认的先进反应堆堆型之一。固有安全性是它的最突出的优点。本文对10MW高温气冷堆的堆体布置进行了详细描述,并对10MW高温气冷堆的结构设计特点进行了分析。根据10MW高温气冷堆的特点,本文对该堆的固有安全性、制造工艺等方面的优点进行了论述。     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全,需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆(HTR)核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础,通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量,并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力。研究结果表明,安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。     

高温气冷堆气体透平循环方式的技术评价

气体透平循环被认为是高温气冷堆发电的发展方向。循环方式包括直接循环，开式间接循环和闭式间接循环，工质包括氦气，空气和氮气，对于每一种循环都进行了热力学分析和优化计算，并对透平压气机进行了气动设计，研究结果表明，氦气直接循环是一个理想的选择，但是基于现有技术水平难度较大，氦气和氮气闭式间接循环是目前比较现实的方案，可以实现气体透平循环的设想并为将来的直接循环做技术积累。     

10MW高温气冷堆控制方案研究

在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。     

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。     

基于异构网络的高温气冷堆仿真系统

鉴于目前反应堆领域的仿真计算程序大都在Unix工作站上开发而图形界面在Windows系统上设计的思想,本文介绍了一种基于异构网络的高温气冷堆仿真系统的设计方案.此仿真系统采用C/S架构,其中计算服务器端由Redhat Linux 7.3系统下Fortran 77与C语言混合编程设计而成,客户端(仿真主控端)在Windows XP系统下采用Delphi 6.0工具搭建.仿真结果表明,采用Linux和Windows操作系统通过TCP/IP协议组成的异构网络结构搭建高温气冷堆仿真系统是完全可行的.     

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。     

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.