10 MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制

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10MW高温气冷堆控制方案研究

金红光顶置闭式氦气轮机核能联合循环及其系统综合优化研究期刊论文热力发电2002312反应堆用国产石墨的摩擦表面形貌分析期刊论文核动力工程2001225jiguoxiaohonglingwangweicheng10mw高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制期刊论文原子能科学技术2006401高温堆电磁悬浮轴承实验转子在线动平衡研究会议论文200610
!
结
论
本文利用 ’()*+ 研究了 ’(),-$ 的动态响应特性，根据堆运行特点和控制要求，进行了 ! 种控制方案的设计和仿真比较。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能超出保护
（下转第 "$8 页）
祖小涛等：*9,!.,5N 合金质子辐照效应研究
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核动力工程
%&’( !!( )&( *( !++,
等一次侧参数影响较小，而对蒸汽温度、蒸汽压力等二次侧的参数影响显著。 ! 透平阀开度变化：调节透平阀门开度，能够有效地控制蒸汽压力，而对其他被控参数的影响较小。 !" ! 控制方案设计从上述动态特性可知， 4567,+ 系统属多输入、多输出的非线性耦合关系类型。根据 4567,+ 的运行特点、控制要求及其动态特性，设计了 " 种控制方案。 " 利用 4567,+ 很强的温度反馈反应性系数，在功率调节中，不动控制棒，通过氦风机改变氦流量来调节核功率，由给水泵改变给水流量来调节蒸汽温度，同时改变透平阀开度来维持蒸汽压力恒定。 # 在功率调节中，通过控制棒引入外加反应性来调节核功率，用氦风机改变氦流量来调节蒸汽温度，同时调节透平阀门维持蒸汽压力为给定值；按式 8 , 9 确定给水流量，调节给水泵使给水流量与给定值匹配。 $ 在功率调节中，由控制棒引入外加反应性来调节核功率，通过给水泵改变二回路给水流量来调节蒸汽温度，调节透平阀门，维持新汽压力为给定值；按式 8 , 9 确定氦流量，调节氦风机使氦流量与给定值匹配。如图 ! 所示。

10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究

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实验结果及分析
本实验共进行下列 * 方面的实验：! "#$%!& 蒸汽发生器 (&/ 负荷工况稳定性验证实验； " 出口蒸汽压力对稳定性影响实验； # 入口过冷度对稳定性影响实验； $ 入口阻力对稳定性影响实验； % 二次侧流量对稳定性影响实
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核动力工程
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验。所有实验都以 "#$ 负荷工况为基准工况，只调节某一参数进行实验，从而分析该参数对稳定性的影响。每一实验工况都进行重复验证，数据基本一致方可确认。实验中对总流量、分管流量、蒸汽出口压力、蒸汽出口温度的动态瞬时量进行跟踪测量。对稳定性的判别，设定为各动态瞬时量波动振幅小于 ; "$ 则为稳定工况，大于 ; ($ 则认为是不稳定工况，振幅处于两者之间为边界状态。笔者曾对 <=>?!# 蒸汽发生器密度波不稳定性进行过分析，分析中采用俄罗斯 BC0DEF42G 等修正后的“蒸汽锅炉水力计算标准方法” @ ’ A ，
(&/ ，所以此次实验的主要任务是验证 (&/ 负荷工况下， "#$%!& 蒸汽发生器两相流体流动的稳定性，以便为 "#$%!& 控制模块的确定提供可靠依据。除此之外，为了提供蒸汽发生器运行参数的限值，本实验还对一些参数，如系统压力、入口温度、质量流量等对稳定性的影响作了敏感性实验研究。试验采用固定流量，增加热负荷的方法进行。选定某一工况，即蒸发管壳侧介质流量、压力和管侧介质流量、压力、入口过冷度、入口节流阻力，先增加预热器的热负荷，使试验段入口工质温度达到选定的过冷度，稳定一段时间后，开始增加试验段的热负荷。热负荷每次增加一个小量，经过一段时间稳定后记录各个数据。随着热负荷增加，如果不出现脉动，就进行常规记录。如果出现脉动，则在常规记录的同时进行瞬时记录，再根据动态模拟量的记录，定性地判别不稳定状态的发生。增加热负荷后引起各参数变化，扰动经过一段时间后自动消失，系统为稳定的；增加热负荷后，各

10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点

刘俊杰等：!6*8 高温气冷实验堆的堆体结构特点
11
部通至蒸汽发生器；冷氦气则由堆芯容器下底板进入石墨反射层的冷氦气环道内。堆芯容器的工作温度 016C ，试验工况的最高温度不超过 :66C E 位置在堆芯环带处 F 。堆芯容器的材料选用 !1"#*2，总重量约为 >! 吨。 !" # 反应堆压力容器 .(,=!6 反应堆压力容器按照 3<*G 规范一级设备进行设计、制造、检验和试验。由于 .(,=!6 反应堆压力容器的快中子辐照水平较低，寿期末 E .(,=!6 堆寿期为 06 年 F 中子注量低于 ! ; !6 @ HD E !I! *JK F ，对材料的损伤很小。故 .(,=!6 反应堆压力容器的材料选用早期
!> 0
而要求材料耐热。其它部位均为常用材料。热气导管所用主要材料见表 1。
#
#" )
%&’()* 堆结构设计特点
固有安全性
.(,=!6 堆结构的设计满足了固有安全性对结构设计的要求，最重要的是反应堆的剩余发热能够有效地、可靠地导出堆外，为此，用反应堆压力容器侧面的表面冷却器带走剩余发热。堆芯剩余发热经石墨反射层、碳砖和堆芯容器传至反应堆压力容器，再由压力容器以辐射和自然对流换热方式把剩余发热传递至表面冷却器，其内被加热的水再以自然对流方式，通过空气冷却器把热量散发到大气中去。 #" + 可维护性在 .(,=!6 堆的设计中，其可维护性主要表现在：!反应堆压力容器采用全直径的大顶盖。不仅便于堆内结构的安装，也便于堆内部件的维护或更换； " 反应堆压力容器与蒸汽发生器压力容器之间的热气导管采用法兰连接，允许对热气导管进行更换； # 反应堆压力容器和热气导管的活化水平较低，在需要时，操作人员可以接近，以便进行部件维护。 #" ! 抗震性能在 .(,=!6 堆结构设计中，由于陶瓷堆芯结构采用砌体的结构形式，石墨块以及碳砖之间采用销、键的连接与定位方式，其抗震性能必须在设计当中给予充分的重视。为此，对结构部件在地震荷载作用下的完整性进行了计算，表明 .(,=!6 堆结构的抗震性能有足够的安全裕度。 #" # 克服热应力与热变形为克服 .(,=!6 堆结构的热应力与热变形，陶瓷堆芯砌体的外层采用较厚的碳砖隔热层。不仅减少了向堆外的传热量，也降低了堆芯容器及反应堆压力容器的温度和温差，减少了堆结构的热应力与热变形。另外，在活性区下方高温氦气出口的高温区，石墨砌体在垂直方向的热膨胀量允许与外侧结构有些差别，以克服热变形对堆体陶瓷结构性能的影响。 #" $ 氦气旁流由于陶瓷堆芯结构采用砌体的结构形式，石墨块及碳砖块之间采用销、键的连接与定位

10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

第43卷第4期原子能科学技术Vo l.43,N o.4 2009年4月Atomic Ener gy Science and T echno logy Apr.200910MW 高温气冷堆屏蔽计算分析苗雨润,丁谦学,杨永伟(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘要: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T O RT 对10M W 高温气冷堆进行屏蔽计算,并用A NISN 、M CN P 程序进行校核。

结果表明,T O RT 程序计算结果与A N ISN 、M CN P 程序计算结果符合很好。

关键词:高温气冷堆;屏蔽计算;T ORT 程序;M CN P 程序中图分类号:T L 328文献标志码:A 文章编号:1000-6931(2009)04-0328-06Shielding Calculation and Analysisof 10MW High -Temperature Gas -Cooled ReactorM IAO Yu -run,DING Qian -xue,YANG Yo ng -w ei(I nstitute of N uclear and N ew Energ y T echnolo gy ,T s inghua Univers ity ,Beij ing 100084,China)Abstract: The high -temperature g as -cooled reactor is the important one in the generation Ônuclear system.Because of its large volume and complex structure,its shielding calculation is difficult.In this paper,shielding calculation of 10MW H igh -Temperature Gas -Cooled Reactorwas carried out by using TORT code,and the result w as compared with those from ANISN and MCNP code.The comparison results show that they meet w ell.Key words:high -temperature gas -co oled reactor;shielding calculation;T ORT co de;MCNP co de收稿日期:2007-12-22;修回日期:2008-04-22作者简介:苗雨润(1984)),男,山西左权人,硕士研究生,核能科学与工程专业高温气冷堆是第4代核能系统的堆型之一,用氦气作冷却剂,石墨作慢化材料,采用包覆颗粒燃料和全陶瓷的堆芯结构材料,具有固有安全性、经济性好、发电效率高等优点。

10 MW高温气冷堆球形燃料元件制造

原子能科学技术 !! 第! 卷 "
两种骨料粉碎后 " 按一定的比例混合" 加入一定比例的酚醛树脂粘结剂后混捏 " 挤条" 经< 在带有 <.. 筛网的 + + b 真空下干燥后 " 锤击式粉碎机中粉碎得到燃料元件的石墨基体粉!
e @ K 4 3 3( 4 7 2 / ( .K 4 7 0 / $ 2/ 2H ) : 3 4 / 0 7 % K ( 3 % 3 % 3 . 3 2 K 4 $ .> >I 7 0 : 3 H/ H>& @ "a< + ! 0 3 4 / K / 3 8
4 $ 8 ( 0 H / HC CT& ) & % 8 " ( % 5 # < + PM : / :3 . 3 4 7 ( 4 35 7 H A 0 $ $ % 3 84 3 7 0 $ 4 H : 3 4 / 0 7 % K ( 3 %3 % 3 . 3 2 H% ( 7 H / A 9: 5 ) ) \ / H $ H 7 / 0. $ % 8 / 2 5 使 +PM 高温气冷实验堆 " _ 9 N A < +# ! ! 我国 < 用球形全陶瓷型燃料元件 ! 燃料元件直径为 B + 由直径 @ ..! + .. 的燃料区和厚度 @ .. 的无燃料外壳组成 $ 9 N D ’ Q 燃料颗粒均匀弥散在燃料区的石墨基体中 $ 石墨基体作为慢化材料和结构材料 ! 必须具有如下物理化学性能 & #核纯 % < *#足够的密度 ! _9 N A < + 燃料元件石墨基

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

Ａｂｔａｔｓｒｃ：Ａｐｒｘｍａｅｙ９０ｐｎｕｌｅｅｎｓａｅｄｓｈｒｅｒｍ０ＭＷｉｈｐｏｉｔｌ０００ｓｅｔｆｅｌｍｅｔｒｉｃａｇｄｆｏ１Ｈｇ
ＴｅｅａｕｅＧａ — ｏｅａｔｒＨＴＲ－Ｏｎｉｓｌｅｉ．ＴｈｃｉｉｆｔｅｒｄｏｃｍｐｒｔｒｓＣｏｌｄＲｅｃｏ（Ｉ）ｉｔｉｔｍｅｆｅａｔｔｏｈａｉａ－ｖｙ
ｔｅｆｓｏｒｄｃｓｉｈｓｐｎｕｌｌｍｅｔｒａｈｓ１０１Ｂｉｉｉｎｐｏｕｔｎｔｅｅｓｅｔｆｅｅｎｅｃｅ． × ０ｖｓｅｑ，ＳｈｓｐｎｕＯｔｅｅｓｅｔｆ — ｅｅｅｎｈｕｄｂａａｅｒｐｒｙＳｅｔｆｅｌｍｅｔｎＨＴＲ一０ａｅｄｓｈｒｅｌｌｍｅｔｓｏｌｅｍｎｇｄｐｏｅｌ．ｐｎｕｌｅｅｎｓｉ１ｒｉｃａｇｄ
高温气冷堆采用全陶瓷燃料元件，气冷氦
却，墨作为中子慢化材料和反射层材料，具石它有发电效率高、安全性好、途广和燃料循环灵用
ｉｔｅｌｎｈｅｄｃｓｓｎｏｓａｄｓｉｌａｋ．Ｅａｈｃｓａｏｄａｐｏｉｔｌ０ｕｌｌｍｅｔ．Ｔｈｓａｃａｋｃｎｈｌｐｒｘｍａｅｙ２００ｆｅｅｎｓｅｅｅ
ｃｓｒｔｒｄｉｈｅａｋｓａｅｓｏｅｎｔｅｔｍｐｏａｙｓｏｅｏｐｎｕｌｅｅｎｔｉｉｈｅｒａｔｒｂｕｉｄｎｒｒｔｒｆｓｅｔｆｅｌｍｅｎｓｄｅｔｅｃｏｌｉｇａｄｃｏｅｉ．Ｏｖｒｔａｓ，ｔｙａｅｓｐｄｔｔｏｓｆｅｃｏｒｈａｌｂｙｎｏｌｄｂｙａｒｅｈｅｙｅｒｈｅｒｈｉｐｅｏｂｏｔｍｈａｔｏｆｒａｔｌｓｌｓｐｉｅｉｌｍａｌｈｉｐｎｇｖｈｃｅ，ａｄａｅｈｏｓｅｒｎｒｉｔｄｇｏｕｎｒｎｅＦｉａｌｄｂｙａｃａ．ｎｌｙ，ｔｅｒｈｉｐｅｏｈｙａｅｓｐｄｔｐｒｎｎｔｓｏｅｂｙａｌｒｙｅｍａｅｔｒｏｒ．Ｋｅｒ：１ＷｇｈＴｅｐｒｔｒｓＣｏｌｄＲｅｃｏｙｗｏｄｓＭ０ＨｉｍｅａｕｅＧａｏｅａｔｒ；ｓｅｕｅｌｍｅ；ｔｍｐｏｐｎｔｆｌｅｅｎｔｅ－ｒｒｔｒｆｓｎｕｌｅｅｅａｙｓｏｅｏｐｅｔｆｅｌｍｎｔ

10兆瓦高温气冷实验反应堆：推启先进核能技术应用之门

10兆瓦高温气冷实验反应堆：推启先进核能技术应用之门在人眼无法观察到的世界，一种微小的物质拥有着巨大的能量。

核能源，它予人威慑，也为人类创造幸福，其差别就在于人类对它的控制。

2007年初，由清华大学研制的“10兆瓦高温气冷试验反应堆”获得了国家科技进步一等奖，其技术应用——我国“高温气冷堆核电示范工程”已列为国家中长期科学和技术发展规划中的重大专项，并由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学共同合作建造。

远见：坚持更安全的核能技术在位于北京昌平区的清华大学核能与新能源技术研究院（以下简称核研院），耸立着三座反应堆：上世纪60年代建成的“屏蔽试验反应堆”、80年代建成的“5兆瓦低温核供热实验反应堆”和世纪末建成的“10兆瓦高温气冷实验反应堆”。

其中，10兆瓦高温气冷实验反应堆是核研院人攻坚的一个代表。

近年来，随着油价的不断攀升、气候环境问题的日益困扰，以及由石油引发的种种国际关系变动，保障国家能源安全成为各国制定能源战略和政策的首要目标，能源的多元化是保障国家能源安全的重要基础，核能将在我国优化能源结构和多元化的能源发展战略中发挥重要的作用。

核能是一种能大规模替代化石能源的清洁能源，使用时既不产生二氧化硫、粉尘等污染物，也不产生二氧化碳温室气体。

而且，铀资源在国际上被认为是一种准国内资源，是保障国家能源安全的有效途径。

因为核发电成本中天然铀采购费只占极小的比重，天然铀运输和贮存都很方便，贮存的基础设施的费用和贮存管理费也很低，在国际市场有利的情况下还可以大量购进天然铀，用于战略储备，以应付突发事件。

因此，发展核能是我国能源可持续发展的必然选择，我国政府已提出了“积极发展核能” 的方针。

国际核能经历了美国三哩岛核事故和前苏联切尔诺贝利核事故的打击而停滞发展，但能源紧张和环境恶化又呼唤着先进反应堆。

1981年，德国科学家提出了“模块式高温气冷堆”的概念。

这种反应堆用氦气做冷却剂，采用全陶瓷型的燃料元件，出现事故不会对公众造成伤害；它采用氦气循环发电，比传统蒸汽循环发电效率提高了5～7个百分点；而反应堆中氦气高达700~950摄氏度的温度，是一种优质热源，可用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源，并可进行煤的气化和液化等。

10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

第20卷第2期核科学与工程Vo1.20No.2 2000年6月Chinese Journal of Nuclear Science and Eng ineering Jun.2000 10M W高温气冷实验堆事故分析的结果与对策吴中旺,曲静原,刘原中,奚树人(清华大学核能技术设计研究院,北京100084)摘要:10M W高温气冷实验堆(HT R-10)的事故分析表明,在设计基准事故和严重事故条件下,HT R-10的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性,不会造成裂变产物大量向外释放。

根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验,针对HT R-10所提出的一系列事故对策有效地保证了HT R-10在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等,能够确保HT R-10、人员、社会以及环境的安全。

关键词:高温气冷堆;核安全;事故分析;事故对策10M W高温气冷实验堆(H TR-10)是国家/8630计划能源领域2000年发展战略目标中的重大项目之一,是核能开发利用的一种先进堆型,要求在2000年建成并投入运行。

HTR-10不仅具有模块式高温气冷堆的固有安全特性,而且由于堆功率规模小以及设计上的改进,因此有更好的安全性能。

反应堆具有热惯性大及负温度系数的特点,其动态过程缓慢,在过热的情况下,借助于负反应性温度反馈能自动停堆。

反应堆的安全设计考虑了阻止放射性物质释放的多重屏障:燃料包覆颗粒、一回路压力边界及密封舱室。

两套独立的反应堆停堆系统和非能动的余热排除系统使得反应堆有良好的安全特性,在正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都低于国家标准的有关规定。

HTR-10的事故状态是指其事故工况和严重事故两类状态的统称。

事故分析的目的首先是论证HTR-10在各种事故工况下的安全性,具体的做法是对各种可能发生的事故进行分类、分析并作出安全评价,提出有效的防止事故的安全措施,用以改进设计和指导运行。

10MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究

第37卷第6期原子能科学技术Vol.37,No.6　2003年11月Atomic Energy Science and Technology Nov.200310MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究彭明锋,刁兴中,黄志勇,周惠忠(清华大学核能技术设计研究院,北京　102201)摘要:吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR210)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。

运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1∶1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。

试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR210工程的技术要求。

关键词:高温气冷实验堆;气力输送;吸收球停堆系统中图分类号:TL36 文献标识码:A 文章编号:100026931(2003)0620543205V erif ication T est of Pneumatic Conveying of Small Absorber B all System for10MW High T emperature G as2cooled T est R eactorPEN G Ming2feng,DIAO Xing2zhong,HUAN G Zhi2yong,ZHOU Hui2zhong(Institute of N uclear Energy Technology,Tsinghua U niversity,Beijing102201,China)Abstract:　The small absorber ball system is the second shutdown system of the10MW high temperature gas2cooled test reactor(HTR210).This system is devoted after the emergent shutdown and before the re2open of the HTR210.When the B4C balls are transported from the reflector columns of the reactor core to the ball storage vessels on the reactor pressure ves2 sel top by the pneumatic suction conveying process,the reactor can be re2opened safely.The dense2phase conveying theory is used to calculate the pressure lost of the helium2B4C ball two2phase flow.And a pneumatic conveying test is performed by using air(0.22MPa)and helium(1.6MPa)as media with real small absorber balls on a full2scale1∶1loop.Test result data according with the theoretic conclusion prove that the function of pneumatic conveying of the small absorber ball system is capable to perform satisfactorily at operating temperatures of the reactor.K ey w ords:10MW high temperature gas2cooled test reactor;pneumatic conveying;small absorber ball system收稿日期:2002209205;修回日期:2003202227基金项目:国家“863”能源领域高技术重点项目(8632614202)作者简介:彭明锋(1977—),男,四川江油人,硕士研究生,热工水力专业气力输送是利用气流在管道中输送粉粒状物料的一种方法,近几十年来,以美、英、俄、德、日等国为代表,气力输送技术迅速发展起来,广泛应用在粮食、电子、化工、机械、冶金等部门[1,2]。

10MW高温气冷堆气体采样分析系统研究

表 1 氦气中需要控制的杂质成分及许可水平 10-6g/L
Table 1 Controlled Impurity Element and Its Allowable Level of Cooling Helium 10-6g/L
杂质 H2O
H2
O2
N2
CH4
CO
CO2
许可含量
≤2
≤30
≤2
≤2
≤5 ≤30 ≤6
5 系统运行试验结果
该系统在 HTR-10 反应堆的多次运行任务中投入使用，其湿度计和红外分析仪均能达到设计要求，实现对反应堆一回路氦气中 H2O、CO、CO2 的连续监测。在对反应堆一回路氦气净化试验过程中，利用气相色谱仪对堆内气体和净化后气体杂质含量测量的结果见表 2。将表 2 中净化前和净化后测量结果进行比较，气相色谱仪反映出氦气中的 H2、O2 和 CO 含量分别下降了 2.86× 10-6g/L、0.81×10-6g/L 和 0.56×10-6g/L，N2 的含量下降到 10-1 倍，CO2 的含量下降到 10-2 倍，CH4 的含量下降到了气相色谱仪检测限 20×10-9g/L 以下。可见，气相色谱仪满足了测量要求，直观地显示了净化系统对一回路氦气的净化效果。
第 26 卷第 1 期 2005 年2月
核动力工程
Nuclear Power Engineering
文章编号：0258-0926(2005)01-0051-04
Vol. 26. No.1 Feb. 2 0 0 5
10MW 高温气冷堆气体采样分析系统研究
朱江，王宇澄，黄志勇，吴晓东，姚伟，牛道青
（Institute of Nuclear Energy Tecgnology，Tsinghua Universty，Beijing，100084，China）

HTR-10高温气冷堆核安全监督文件的研究与编制

中国正在设计、建造10 MW高温气冷堆(HTR-10),该堆是一种安全、经济的先进反应堆,它采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件、石墨作慢化剂及堆芯结构材料、氦气作冷却剂,具有很高的热稳定性和自动停堆、非能动余热排出能力,因此在任何工况下都不会出现如堆芯熔化等导致危害公众和环境安全的严重事故.如何对这种具有诸多非能动和固有安全设计特点的反应堆进行有效的核安全监督,并尽快使其规范化、标准化,从而确保HTR-10在建造、调试、运行各阶段的工作均满足我国核安全法规要求,这是我国核安全监管当局所面临的一项新的任务.苏州核安全中心受国家核安全局委托,系统而全面地开展了"高温气冷堆(HTR-10)监督文件的研究和编制"工作,内容包括:法规、标准的调研、监督依据确定、监督项目选择原则和重点关注问题确定,并结合清华大学高温堆建设进度完成了建造、调试和运行各阶段的核安全监督大纲、监督程序等文件的编制.1 法规、标准文件调研为编制监督文件,我们对国内外有关高温堆设计、建造方面的法规、规范和标准进行了调研,但由于模块式高温堆概念是最近二十年才提出并发展起来的,因此各国针对高温堆设计、建造的法规、规范和标准并不多.中国尚没有制定针对高温气冷堆的设计安全要求,HTR-10的设计主要根据核电厂的通用规范、厂址、辐射防护方面的顶级要求及专门编制的HTR-10设计准则进行的.美国核管会(NRC)在与业主交流合作的基础上,出版了"核电厂安全分析报告标准格式与内容(高温气冷堆版)"、"高温气冷堆总设计准则"、"动力堆管理导则对高温气冷堆的适用性"等导则、规范,用于指导高温堆的审评监督.德国核安全委员会发布了KTA3102"高温气冷堆堆芯设计"等系列规范用于审评和监督.日本对高温堆的审评监督主要基于核安全委员会(NSC)编纂的"审查导则(通用)"、"轻水堆审查标准",同时NSC依照法规要求,并根据高温堆特点编制了部分专用标准用于高温堆的监督管理.2 监督依据的确定通过对我国现有核安全法规的进一步研究,并结合对国外法规标准的调研和HTR-10的具体情况,我们确定了对HTR-10实施监督的依据和参考文件(也即编制高温堆监督文件的主要依据和参考文件),主要包括:-我国核安全法规、以及其他与辐射防护、环境保护、卫生等有关的国家法律、法规,如核安全法规HAF001、HAF102、HAF103、HAF003、国标GB8703-88、国家环保法等;-国家核安全局审查批准或认可的文件,如HTR-10的33个设计准则、HTR-10的初步安全分析报告(PSAR)和最终安全分析报告(FSAR)、安全分析报告评价报告、各阶段的质保大纲等; -国外的一些规范、标准和导则作为参考,如美国的HTGR格式内容、HTGR总设计准则、RG 管理导则(适用高温堆)、ASME规范、IEEE标准、德国的KTA规范(KTA3102高温堆堆芯设计)等;-鉴于HTR-10较好的固有安全性、反应堆功率不是很大的特点,对于部分与现有法规、规范和标准不适用的情况,针对具体问题作具体分析.3 监督项目选项原则的制定监督文件编制工作中一项关键工作是监督项目的选择,根据法规要求、结合高温堆的具体情况,我们制定了高温堆各个阶段总的选项原则,具体如下:(1)安全上重要的构筑物、系统、部件(建造阶段设备选项主要是核1、2级、部分3级,调试和运行阶段系统选项主要是确保完成三大安全功能及限制元件受化学侵蚀的系统);(2)国内外审评和监督中重点关注的内容和/或与压水堆不同,高温堆独特的重要系统、设备;(3)HTR-10高温堆在建造、调试过程中曾出现的较大不符合项;(4)在监督项目总数不能太多的情况下,除保证基本的安全系统外,应优先考虑燃料系统和放射性管理系统的项目.4 监督中需重点关注的问题确定在选项总原则确定后,我们通过对HTR-10设计、建造方面资料及PSAR和FSAR审评中重点关注问题的研究,确定了较具体的各监督阶段需重点关注的问题和方面.(1)反向自然循环问题由于反转将导致压力容器温度超设计准则,故该问题在调试阶段进行试验验证并重点监督;(2)蒸汽发生器传热管蒸汽发生器传热管是审评关注问题,由于国外类似堆曾出现过蒸汽发生器传热管破裂事故,因此考虑在建造(制造)、调试、运行各阶段对此进行重点检查和关注; (3)燃料元件的制造及辐照考验问题由于取消了安全壳,燃料元件作为第一道屏障在PSAR、FSAR审评中备受关注,同时国外类似堆曾出现元件批量破损事件,故燃料元件的制造及辐照考验问题应分别作为制造阶段和调试阶段的重点检查内容;(4)石墨堆内构件的制造质量石墨材料辐照后先缩后胀,变化较复杂,在设计、制造经验不足的情况下,石墨堆内构件的制造质量需作为建造阶段重点内容进行检查;(5)临界及零功率阶段的物理试验(空气和氦气气氛下) 石墨球床堆物理计算的经验不是太多,为校核核设计的不确定性,临界及零功率阶段的物理试验(空气和氦气气氛下)应作为重点检查内容;(6)一回路压力边界设备、部件的制造、试验同样由于取消安全壳的原因,作为限制放射性释放的关键屏障,一回路压力边界设备、部件的制造、试验应作为建造、调试、运行各阶段的重点检查内容;(7)数字化保护系统先进数字化技术在国内试验堆中首次使用,设计及监督方面均有经验不足问题,故数字化保护系统的制造及调试应作为重点检查内容;(8)吸收球停堆系统作为新型的第二停堆系统,技术上有个磨合过程,同时国外类似堆运行中该系统曾出现过事件,故吸收球停堆系统需作为调试和运行阶段重要检查项目进行关注;(9)余热排出系统模块式高温堆特点之一,即利用非能动手段将堆芯余热排出,为验证失冷事故下余热排出能力,余热排出系统需作为建造和调试阶段检查项目进行关注;(10)燃料装卸系统燃料装卸系统是新型不停堆换料设备,其中有关键的燃耗测量装置等设备,国外启动阶段该系统经常发生故障,故我们在各个阶段的监督检查中都应对该系统进行关注;(11)蒸汽发生器卸压排放系统(包括主给水和蒸汽隔离阀)蒸汽发生器卸压排放系统是限制水进入堆芯的关键系统,在调试和运行阶段应重点关注;(12)负压通风系统负压通风系统作为配合包容体代替传统安全壳,起一定量限制放射性释放的一个较重要的系统,在建造和调试阶段需关注;(13)一回路放射性监测系统和包容体内放射性监测系统放射性监测系统是反应堆运行状况以及堆是否满足基本核安全要求(放射性指标)的重要系统,应作为高温堆各阶段的主要检查内容进行关注;(14)包容体的建造高温堆包容体虽仅在正常运行工况和小破口事件情况下起限制放射性物质向环境释放的功能,但仍是某种意义上的最后一道屏障,故包容体的建造应作为建造阶段重点检查项目进行关注.5 具体编制工作5.1 监督大纲编制按照法规HAF001"中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例"及其有关导则的要求,参考国内外有关资料,并结合高温堆建造、调试、运行各阶段的具体特点,分别编制高温堆建造、调试、运行阶段监督大纲,监督大纲内容包括检查目的、适用范围、检查依据、组织机构和职责分工、检查实施、大纲管理六个方面.5.2 监督项目表的确定根据确定的选项原则,即HTR-10构筑物、系统、部件在安全上的重要性,最终安全分析报告中重点审评和遗留问题,以及高温堆在实际建造、调试过程中发生的较大不符合项和修改,适当参考国外高温堆调试监督中关注的问题等,确定了高温堆建造、调试、运行各阶段的监督项目.建造阶段项目共选了33项,其中土建分阶段选了核岛基础、包容体、质保检查等3项;设备制造分阶段选了燃料元件制造、核1/2/3级机械设备、1E级仪控设备、特殊的非安全级设备及质保检查等25项;安装分阶段选了安全级设备安装、质保检查等5项.具体项目详见表1"HTR-10高温气冷堆建造阶段监督检查项目清单". 表1 HTR-10高温气冷堆建造阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称1-3-1 核岛基础26-6-3 二回路隔离系统给水电动阀2-3-2 反应堆厂房(包括一回路舱室和反应堆大厅) 27-6-4 事故负压通风系统逆止阀4-17-1 土建阶段质量保证检查29-7-2 吸收球触发系统5-3-1 控制棒驱动机构32-7-5 功率量程探测器7-4-1 包覆燃料颗粒制造34-7-7 线性功率测量装置8-4-2 燃料元件尺寸41-8-2 柴油发电机组12-5-1 反应堆一回路压力壳材料检查44-9-3 燃料装卸系统主要设备13-5-2 反应堆压力容器焊接检查45-10-1 蒸汽发生器安全阀14-5-3 反应堆一回路压力壳出厂试验检查49-17-1 设备制造营运单位的质量保证检查15-5-4 反应堆蒸汽发生器传热管及连接管的材料检查52-17-4 核承压设备制造单位的质量保证检查16-5-5 蒸汽发生器有关部件制造的检查54-4-1 堆内构件安装17-5-6 蒸汽发生器的压力试验和氦检漏检查55-5-1 反应堆一回路压力壳安装定位检查19-5-8 一回路泄放系统安全阀样机鉴定试验61-9-3 燃料装卸系统安装竣工检查20-5-9 一回路泄放系统安全阀出厂试验63-17-1 机械设备安装活动质量保证检查21-5-10 一回路第一道隔离阀样机鉴定试验64-17-2 仪控电安装活动质量保证检查22-5-11 一回路第一道和第二道隔离阀出厂试验65-6-5 一回路舱室爆破膜及通风泄压系统电动阀25-6-2 事故负压通风系统风机调试阶段项目共选了28项,其中保证停堆功能的系统选了10项,保证冷却功能的系统选了7项,保证包容功能的选了7项,防止石墨燃料元件受化学侵蚀(包括氧化)的系统2项,其他2项.具体项目详见表2"HTR-10高温气冷堆调试阶段监督检查项目清单".运行阶段项目共选了25项,其中综合性检查项目,包括质保、运行安全监督、安全重要的修改、运行事件管理、辐射防护等选了11项,定期试验检查项目选了14项,主要是仪控、电源、系统设备等涉及三大功能的项目.具体项目详见表3"HTR-10高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单".在项目表中,对每个选定的项目,还列出了主要的检查内容、检查的类别、频度等. 表2 HTR-10高温气冷堆调试阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称66-3-1 控制棒驱动机构热态试验79-7-2 反应堆保护系统整定值确认和报警功能试验67-3-2 吸收球停堆系统功能验证试验80-9-1 燃料装卸系统试验(A2子阶段) 9-4-3 燃料元件辐照试验81-9-2 防火68-4-1 包覆燃料颗粒氧化腐蚀试验82-9-3 放射性三废处理系统试验69-4-2 装料并首次临界试验83-9-4 燃料装卸系统试验(B3子阶段) 70-4-3 控制棒价值及停堆深度测量84-9-5 氦辅助系统试验71-4-4 吸收球停堆系统的停堆反应性价值测量85-9-6 氦净化系统试验72-4-5 慢化剂温度系统测量86-10-1 主蒸汽安全阀试验73-5-1 一回路泄压系统试验87-6-2 主蒸汽和给水隔离阀试验74-5-2 一回路压力试验88-6-3 蒸汽发生器卸压排放阀试验75-5-3 一回路泄漏率测量试验89-12-1 辐射和剂量监测系统试验76-5-4 一回路主要参数设计值的校核试验90-14-1 外电网断电试验77-6-1 一回路舱室冷却系统能力验证试验91-17-1 质量保证检查78-7-1 反应堆保护系统的联锁功能试验92-18-1 备用停堆点功能试验表 3 HTR-10高温气冷堆运行阶段监督检查项目清单编号程序名称编号程序名称93-17-1 运行质保大纲实施有效性监督检查106-13-4.4 核测量装置检查94-13-1 运行安全监督107-13-4.5 反应堆保护系统的功能检查95-9-1 防火检查108-13-4.6 反应堆保护系统整定值确认和报警功能检查96-16-1 安全重要的修改活动109-13-4.7 备用停堆点功能试验97-10-1 安全有关的实验110-13-4.8 一回路系统隔离检查98-13-2 运行事件管理111-13-4.9 主氦风机及风机挡板检查99-13-3 运行人员的配备和培训112-13-4.10 主蒸汽安全阀试验检查100-9-2 核燃料贮存113-14-4.11 主蒸汽和给水隔离阀试验检查101-11-1 放射性废物管理114-13-4 蒸汽发生器卸压排放阀试验检查102-12-1 辐射防护检查115-13-4.13 电源系统检查103-13-4.1 控制棒驱动机构检查116-5-1 一回路冷却剂系统泄漏检查104-13-4.2 吸收球停堆系统检查117-5-2 核一级承压设备的在役检查105-13-4.3 燃料装卸系统试验检查5.3 检查程序的编制在开始编制检查程序前,对核安全法规和导则、高温堆的PSAR/FSAR及其评价报告、高温堆建造、调试、运行等各方面资料进行了更详细的研究、分析,同时对相关的高温堆调试/运行规程进行审查,并就有关问题与营运单位进行对话、交流.在此基础上,严格依据法规要求并结合高温堆的具体特点,适当参考国内外有关资料,编制出HTR-10建造、调试、运行三个阶段共86份监督检查程序.每份检查程序包括:监督检查目的、监督检查范围和条件、监督检查内容和步骤、判定标准和监督检查结果、监督检查结论和评价.6 结束语编制完成的高温堆各个阶段的监督文件中的部分文件已在堆的建造和装料前调试过程中得到了很好实施,监督员使用这些监督文件发现并纠正了一批设计、建造、调试中存在的问题.但由于本监督文件主要是针对HTR-10高温气冷堆进行编制的,还不适合所有类型的模块式高温气冷堆,同时本文件尚未涉及到氦气透平、高温工艺热方面的内容,故在今后一段时间内需作进一步的完善.。

高温气冷堆乏燃料元件的最终处置

高温气冷堆乏燃料元件的最终处置
唐春和;肖宏伶
【期刊名称】《高技术通讯》
【年(卷),期】2000(010)006
【摘要】用既安全又经济的办法处理高温气冷堆乏燃料元件是高温气冷堆发展的重要课题.根据高温气冷堆乏燃料元件的特点,分析了对乏燃料元件进行后处理和直接最终处置的处理办法.
【总页数】4页(P83-86)
【作者】唐春和;肖宏伶
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院,北京,100084;清华大学核能技术设计研究院,北京,100084
【正文语种】中文
【中图分类】TL3
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10MW高温气冷堆压力容器主螺栓液压拉伸机

图2
压力容器主法兰变形
次拉伸。对每一个压力容器，使用周向均衡配
TDWቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
核动力工程
X7;N VCN 97N WN VDDD
置的 E 台拉伸机，同时拉伸一组 E 根主螺栓。按照事先制定的拉伸顺序与拉伸力，逐次拉伸每一根螺栓。如此对全部螺栓进行 Y 轮拉伸后，根据最后测量的主螺栓伸长量，确认已经达到了主螺栓设计拉伸载荷，而且各主螺栓的拉伸力误差控制在 Z T[ 以内 3 如果要进一步减小误差，例如将误差控制在 Z Y[ 以内，可以再多做几轮拉伸 G 。
Q 作者简介 R 刘俊杰，男，生于 CSFT 年 U 月，副研究员。 CSUD 年毕业于清华大学汽车专业，CSEV 年毕业于清华大学反应堆结构力学专业，获硕士学位，现从事反应堆结构设计工作。张征明，男，生于 CSWU 年 U 月，助理研究员。 CSSD 年毕业于清华大学工程力学系，获硕士学位，现从事反应堆结构力学分析与结构设计工作。王敏稚，女，生于 CSWU 年 C 月，助理研究员。 CSSD 年毕业于清华大学精密仪器与机械学系，获硕士学位，现从事反应堆结构力学分析与结构设计工作。
式：
实际螺栓预紧力 ) 设为 !" * 应留有适当裕量，取为 !+ 的 %- "( 8 %- %" 倍。由于各主螺栓在设计工况下的应力值较低，比其许用应力值低 2"9 左右，法兰的应力裕量更大，因而螺栓预紧力留有 (9 8 %"9 的裕量，在反应堆正常运行工况下，应力是可以接受的。要使螺栓达到上述实际预紧力 !" ，就要使螺栓达到伸长量 !， !! !""#$ #$%
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清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆的工程技术创新

清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高
温气冷实验堆的工程技术创新
游战洪;刘年凯
【期刊名称】《工程研究（跨学科视野中的工程）》
【年(卷),期】2024(16)3
【摘要】清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000
年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。

在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一
系列关键设备和零部件的制造与安装,使得整个工程项目顺利完工。

在工程史研究中,技术工人做出的创新贡献并未引起学术界足够重视。

本文表明,技术工人在工具、工艺、工序、制造与安装阶段的技术创新,亦是工程创新的重要保证。

【总页数】10页(P354-363)
【作者】游战洪;刘年凯
【作者单位】清华大学科技史暨古文献研究所;清华大学科学史系
【正文语种】中文
【中图分类】N91
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