HTR-10一回路流量变化试验的模拟
核电厂一回路流量测量方式的研究与故障分析
核电厂一回路流量测量方式的研究与故障分析摘要：核电厂一回路流量测量是运行人员监视机组正常运行的一个重要参数，不同堆形的机组对于一回路流量的测量方式存在差异，通过测量原理的介绍，从试验结果及故障排查，分析机组实际运行过程中产生流量波动的具体原因。
关键词：核电厂；一回路；流量测量一、一回路流量测量方式的差异M310机组反应堆冷却剂系统（RCP）环路流量测量仪表为弯管式压差流量表（MD），安装于过渡段蒸汽发生器出口弯管位置，每环路有3块流量表，负压侧共用一条仪表引压管，如下图。
华龙一号机组反应堆冷却剂系统（RCS）环路流量测量表则取消了弯管流量计，每环路安装5块压差表（MP）用于监测主泵前后压差，其正压侧引压管安装于主泵出口冷段，负压侧引压管安装于主泵入口过渡段，如下图。
M310机组采用的弯管流量计是利用流体流经弯管传感器的离心力产生压差，离心力的大小与流体流速、流体的密度及弯管特性等因素有关，在它的作用下使流体对弯管内、外侧产生压力差，传感器将压差信号转换成电流信号反馈到DCS系统。
离心力与流体的流速具有单一的函数关系，其大小可以通过测量弯管内外侧的差压确定，进而可计算出流体的流速，将流速与管道的截面积和流体的密度相乘，即可确定流体的流量。
弯管流量计具有节能、精度高、耐高温稳定性强等特点。
华龙一号机组用每环路5块主泵前后压差来表征主回路流量，以一环为例，RCS180MP-183MP主要参与反应堆停堆保护逻辑及相互校准，RCS184MP为0.075%的高精度压差表用作试验用仪表，主要用于试验中计算主回路流量。
由压差读数通过扬程公式计算出主泵扬程，将主泵扬程与流体密度及重力加速度相乘，可确定主泵增压压强，通过压强、流量、主泵有效功率的对应关系可计算出环路流量。
在华龙一号的设计中，反应堆冷却剂流量测量设计的功能如下：1）RPS一条环路冷却剂流量低与P8符合触发紧急停堆；2）RPS/DAS两条环路冷却剂流量低与P7符合触发紧急停堆；3）参生成P15信号（P15信号用于热段过冷度低和热段水位低触发安注）；4）在余排未接入的情况下，当反应堆冷却剂泵丧失（失去强循环）和堆芯衰变热低时触发防硼误稀释保护）；5）参与热功率计算。
HTR-10高温气冷堆一回路电气贯穿件——清华大学核能技术设计研究院
导体间，导体与外壳间要绝缘； Insulation between conductors, and between conductor and containment.
导体与端板的绝缘，密封是电气贯穿件的“技术核心”； Insulation between the conductor and the end plates; and sealing is the the “ Technical Core“ of EPA
工作电压Operating Voltage，V
额定电流Rated Current，A 气体泄漏率 Pa· m3/s Leakage
380AC
400
200AC/48DC
3.5 <1×10-4 20
rate， <1×10-4 1
芯数Number of Cores
密封方式Sealing Method
陶瓷组件封焊Closure welding by using ceramic components
电气贯穿件的功能 Functions of EPA
压力边界内、外侧间的电气连通； Electrical connection between the inside and outside of the pressure boundary 满足电流、电压、电阻阻抗及屏蔽等电气要求； Meet the electrical requirements of the current, voltage, resistance impedance and shield 各路导体之间及导体对地的绝缘； Insulation between the conductors and between the conductor and ground 压力边界的承压能力； Pressure resistance of the pressure boundary 气体泄漏率的限制； Gas leak rate limit 不加其它装置即能经常地监测气体泄漏率； Be able to regularly monitor the gas leakage rate without adding other devices. 对事故的应对。 Respond to accident.
HTR-10燃耗测量系统误差分析与实验研究
献Ｅ ｌ ｉ 对运行 数据 的研究 结果表 明 ， 燃 料球 燃耗 的测 量 值应 比实 际值 偏低 ， 而 造 成这 种 误差 最
可能 的原 因是准 直器轴 线 的不 对准 。 由于燃耗 测量 系统 与反应 堆 的一 回路 系统
１ ０现 有设备 条 件 ， 通 过提 升器 的偏 转 实 验 ， 对
（ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ａ ｎ ｄ Ｎｅ ｗ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇｙ，Ｔｓ ｉ ｎ ｇ ｈ ｕ ａ Ｕｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ，Ｂｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ８ ４ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
Ｃ Ｏ ｌ １ ｉ ｍａ ｔ ｏ ｒ
１ ０ Ｍｗ 球 床 式 高 温 气 冷 堆 （ ＨＴ Ｒ 一 １ ０ ）自 ２ ０ ０ ０年 临界 以来 积 累 了大 量 的 运 行 数 据 。文
射 防护装 置 ， 同时将一 回路 系统 内的氦气 排 出 ， 难度 大 、 周 期长 、 危险 性高 。本工 作 利用 ＨＴＲ 一
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈｅ ｂｕ ｒ ｎｕｐ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｉ ｓ ｏｎ ｅ ｏｆ ｔ ｈｅ ｍｏ ｓ ｔ ｉ ｍ ｐｏ ｒ ｔ ａ ｎｔ ｓ ｕ ｂ— ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｏ ｆ
ｔ ｈｅ ｐ ｅ ｂｂ ｌ ｅ ｂｅ ｄ ｈｉ ｇ ｈ— ｔ ｅ ｍｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｇ ａ ｓ — ｃ ｏ ｏｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ ． Ｔｈｅ ａ ｃ ｃ ｕｒ ａ ｃ ｙ ｏ ｆ ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｗｉ ｌ ｌ ｉ ｎ ｆ ｌ ｕ— ｅ ｎｃ ｅ ｔ ｈｅ ｓ ｅ ｃ ｕｒ ｉ ｔ ｙ ａ ｎｄ ｅ ｃ ｏ ｎｏ ｍｉ ｃ ａ ｌ ｅ ｆ ｆ ｉ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｙ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ． Ｔｈｅ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｅ ｒ ｒ ｏ ｒ ｏ ｆ ｂｕ ｒ ｎｕｐ ｍｅ ａ ｓ ｕｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｗａ ｓ ｔ ｅ ｓ ｔ ｉ ｆ ｉ ｅ ｄ ｂ ｙ ｄｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｏ ｎ ｅ ｘ ｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ ｏｆ ｅ ｌ ｅ ｖ ａ ｔ ｏｒ ．Ｂｙ ａ ｎ ａ ｌ ｙ ｚ ｉ ｎｇ ｔ ｈ ｅ ｅ ｘｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ ｒ ｅ ｓ ｕｌ ｔ ｓ ａ ｎ ｄ ｔ ｈｅ ｏ ｒ ｙ ｃ ｏ ｍｐ ｕｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｌ ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ， ｔ ｈｅ ｄｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｏ ｎ ｆ ｒ ｏｍ ｔ ｈｅ ｃ ｏ ｒ ｅ ｏ ｆ ｓ ｐ ｈｅ ｒ ｉ ｃ ａ ｌ ｆ ｕ ｅ ｌ ｅ ｌ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｔ ｏ ｔ ｈ ｅ ａ ｘｉ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｃ ｏｌ ｌ ｉ ｍａ ｔ ｏｒ ｗａ ｓ ｅ ｓ ｔ ｉ ｍａ ｔ ｅ ｄ ． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ： ｐｅ ｂ ｂｌ ｅ ｂｅ ｄ ｈｉ ｇｈ — ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｇａ ｓ — ｃ ｏ ｏ ｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ； ｂ ｕｒ ｎ ｕｐ ｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ；
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【摘要】为了分析高温气冷堆氦气透平循环中的气体泄漏对循环特性和循环部件的影响,通过理论推导建立了考虑泄漏情况的闭式布雷登循环的数学模型,并对不同泄漏模型进行了分析比较.分析表明,闭式布雷登循环的泄漏主要发生在高压压气机出口到透平入口处.而且,泄漏的发生改变了循环系统的质量流量和系统压力分布,使循环效率降低.以10MW高温气冷堆闭式氦气透平循环发电系统(HTR_10GT)为例,充装量调节时,实际泄漏模型下的泄漏量高于定泄漏系数模型,因此循环效率稍低于定泄漏系数模型.与不考虑泄漏时相比较,循环效率有2％左右幅度的降低;循环的总压比下降1％左右;而且压气机的压比和透平的膨胀比分别有0.5％和1％幅度的降低.【期刊名称】《高技术通讯》【年(卷),期】2015(025)004【总页数】6页(P411-416)【关键词】高温气冷堆;氦气透平循环;泄漏;循环效率【作者】蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084【正文语种】中文高温气冷堆以氦气为冷却工质，石墨为慢化剂，具有固有安全性的优势，而且耐高温的全陶瓷型堆芯结构使反应堆堆芯出口温度可以高达950℃[1]。
与布雷登循环的联合使得高温氦气得到充分利用。
目前，国内外已对高温气冷堆氦气透平联合循环做了一些理论研究。
清华大学核能与新能源技术研究院(INET)研发的10MW模块式球床高温气冷堆(HTR-10)于2000年12月达到临界[2]，2003年1月满功率运行，验证了模块式球床高温气冷堆的固有安全性。
10MW 高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置
10MW 高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置居怀明;刘志勇;韩兵;程序【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】1998(19)1【摘要】介绍了１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ１０）蒸汽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℃。
二次侧蒸汽压力为４．０ＭＰａ，工作温度为４４０℃。
该装置主要研究ＨＴＲ１０蒸汽发生器３０％负荷运行工况下的稳定性，研究各种参数对稳定性的影响，给出不稳定阈值，同时还研究水侧两相流动阻力及氦侧平均放热系数。
由于该实验装置完全采用真实模拟，并考虑了一、二次侧流体在传热及两侧流动的耦合影响。
【总页数】6页(P15-20)【关键词】高温气冷堆;螺旋管;蒸汽发生器;模拟实验;双管【作者】居怀明;刘志勇;韩兵;程序【作者单位】清华大学核能技术设计研究院【正文语种】中文【中图分类】TL424.053;TL353.13【相关文献】1.10MW高温气冷堆蒸汽发生器实验参数测量采集系统 [J], 刘志勇;李军;何学东;李胜强2.10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热小螺旋管流致振动分析 [J], BO Han-liang;薄涵亮;马昌文3.10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究 [J], 居怀明;刘志勇;黄志勇;李军;何学东4.10MW高温气冷实验堆蒸汽发生器传热管流体诱发振动分析 [J], 王仲民;厉日竹5.10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析 [J], 董建令;张晓航;殷德健;傅激扬因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
球床高温气冷堆
从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。
1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。
其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。
美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。
它们大多采用钍-铀燃料。
日本于 1991年开始建造热功率为 30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。
上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。
有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。
前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。
1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计。
模块式高温气冷堆是在以往高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上, 为了适应国际社会对反应堆安全越来越高的要求而提出和发展的。
这种堆型以小型化和固有安全性为特征, 设计保证在任何事故情况下, 由于堆的负反应性温度系数和很大的温升裕度能够使反应堆安全停堆; 停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外;反应堆功率密度设计较低, 从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下; 耐高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。
其次, 由于反应堆规模的小型化, 可以采用模块化建造方案, 从而降低成本提高经济竞争力。
模块式高温气冷堆的安全特性可以从以下3个方面得到保障。
①阻止放射性释放的多重屏障反应堆设有三道安全屏障以阻止放射性释放,第一道屏障是全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
HTR-10技术规格书在线监督系统
HTR-10技术规格书在线监督系统
王永辉;胡守印
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2004(25)4
【摘要】10MW高温气冷堆(HTR-10)技术规格书在线监督系统以HTR-10仪表与控制系统提供的数据为基础,采用智能模拟运行人员行为的方法,实时分析判断反应堆系统和设备的工作状态是否满足技术规格书的要求,同时自动按照规定的频度完成部分定期试验和检查工作,对于不能自动完成的检查项目及时提醒运行人员,弥补了人工执行技术规格书时因工作量大、容易出现漏项的不足。
本文介绍了HTR-10技术规格书在线监督系统的模型、组成模块、技术开发特点以及具体应用中的注意事项和方法。
【总页数】4页(P293-296)
【关键词】HTR-10;技术规格书;在线监督;知识数据库
【作者】王永辉;胡守印
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TP277
【相关文献】
1.田湾核电厂主要安全系统技术规格书优化分析 [J], 丁小川;陆斌;曹晓楠;吴立村
2.秦山第二核电厂1、2号机组运行技术规格书中增加KRT系统复合IO的分析
[J], 黄韡;宋绍闯;郝朋飞;唐涛
3.主控制室系统运行技术规格书条款设计研究 [J], 余德诚;彭雨程
4.方家山核电厂运行技术规格书主控室空调系统优化分析 [J], 遇洁;郝朋飞;唐涛
5.技术规格书与运行核安全监督 [J], 马捷
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
HTR-10余热排出系统的建模计算及试验验证
HTR-10余热排出系统的建模计算及试验验证陈李昊;郑艳华;马涛;陈晓明;马玉琢【摘要】The residual heat removal system (RHRS ) of high temperature gas‐cooled reactor plays a passive cooling role and it is one of the components of primary cavity cooling system .A three‐dimensional model of the RHRS of the 10 MW High Tempera‐ture Gas‐cooled Reactor (HTR‐10) was built to simulate the working situation of the RHRS .The RHRS experiment on HTR‐10 was conducted and the working data of the system were obtained under 3 MW maximum thermal power .The simulation results were compared with the experiment data and deviations were found .Two possible meth‐ods w hich are improving the model design and the model adaptability on different RHRS w orking conditions are proposed to refine the model .%高温气冷堆的余热排出系统为非能动式系统，是一回路舱室冷却系统的组成部分之一。
本文建立了10 MW高温气冷实验堆（HTR‐10）余热排出系统在反应堆舱室内结构的三维模型，模拟HTR‐10运行过程中余热排出系统的工作状况。
HTR-10球形燃料元件模型分析
(91一92)a3
3bZH
十 +二 (在 一 球 内 摇 。 ”壳 ，
( 4)
。 、、/ 燃料区
0 0
应力分布分析 由于燃料元件燃料区中包覆燃料颗粒所占 的体积很小(不到 5写) ， 因此， 在分析燃料元件 球的应力时， 可忽略包覆燃料颗粒所占的体积， 将燃料元件视为等径的实心石墨基体球。假定 石墨材料各向同性。在对称的球坐标下， 根据 线性粘弹性理论， 采用应力一 应变公式， 有如下 方程图: 1. 2
摘要: 中国的高温气冷堆( HTR 10 属球床型高温气冷堆， - ) 采用球形燃料元件。在运行工况下， 由于温度
和辐照引起的应力变化会使燃料元件发生失效， 对其进行分析可更多了解燃料元件内的情况。本文主 要介绍了球形燃料元件的基本结构， 以及燃料元件的温度分布、 应力分析、 破损率计算模型， 并计算了在 一定堆工条件下的温度和应力分布。 关键词:燃料元件; 应力失效; 模型
收稿 日期: 2007一 15， 11一 修回日期 : 200 7一 03 12一
作者简介:杨 林(1981一) ， 宁夏银川人， 男， 博士研究生， 核科学与技术专业
增刊
杨 林等: HTR 1 球形燃料元件模型分析 0一 又r 丝Fra bibliotek、 刁r
327
变化趋势、 以及对破损率的影响。
aT
乡 )
0凡
= H ( T 一 几) -
—
，了 1 勺一 一
o ，
l \ 。 二丁二芍，二; - - 一 (9， 2)a3 一叮
乃口‘ 」 」
摇+“ (在 内 ，
T (r) =
一 一又 - ~~- - 州 一 一 下丁一 一 丁 卜
b孟 J孟
HTR-10燃耗自动测量系统
结合上述要求 ， 同时考虑到 Ｈ Ｒ １ 中燃料元 Ｔ －０ 件具有较长的冷却时间（ ４ ，较为理想的选 平均 ０ ） ｄ 择是测量长寿命、 放射 ＾ ｙ 衰变能量便于分辨的裂变 产物核素 Ｃ 和 ｓ ｓ 作为测量对象ｉ４ 本系统 中 ｌＪ －。 采用的探测器为高纯锗探测器。 它的优点在于它有 好的分辨率， 对于 １ ｓ ３ 源的 ０ ６６２ Ｖ的 ＾ ７ Ｃ ． １４ ６ Ｍｅ ｙ 射 线有半宽度窄于 ２ ｅ Ｙ的分辨率 ， ｋ 足以在众多的裂 变产物射线中单独抽取属于 ｃ 的全能峰。 ｓ 因此本 系统选择采用高分辨 ＾ ｙ 谱仪测量裂变产物 中 Ｂ ｓ Ｃ 在 衰变过程 中所 发射 的 Ｏ６ １ ２Ｍｅ ．６ Ｖ的 ＾射线 的 ４ ６ ｙ 方法来计算燃料球燃耗深度。选取这种方法 ，有 如下优点 ： ①遵守非破坏性的测量原则 ； ② Ｃ 的 ｓ 半衰期长达 ３ ．ａ 可以忽略冷却时间的影响，也 ０ ， ２ 有利于进一步与其他核素的分离； ｓ ③” 的中子截 Ｃ 面小 ． 不会 在堆芯 内明显地被 中子场 消耗掉 ，因此
（） ２在确认完成上一次提升操作后 ， 启动碎球分 选器 ， 将燃料球送至提升器接球位。 （） 提升器将燃料球从接球位送至提升位 ， ３Ｅ ｈ 保 证燃料球 与准直器处 于同一轴线上 。
（） ４向燃耗测量 系统发 出计 数开始信 号 ， 完成下
要，同时由于 Ｆ Ａ 系统部分设备在配合 自动流程 Ｃ 方面还存在一些值得改进的问题 ， 导致 Ｆ Ａ 系统 Ｃ 中 Ｐ Ｃ 和燃 耗测量 流程均未能实现 自动运行 ，严 Ｌ 重影响到 Ｆ Ａ 系统的运行效率。目 ，燃料循环 Ｃ 前 每班至少需要安排两名运行人员配合完成装卸料、 主循环等规程规定的每一步操作 。除装入新燃料 球 、卸 出石墨球 等操作 外 ，每班还必 须在不足 ６ｈ 的时间内完成 ７ ｆ￥的分选 、 ５－． ４ 燃耗测量、提升等 操作 ， 中涉及到的操作步骤繁多， 其 工作量大， 而 且需要根据经验人为进行判断和提升操作 ， 存在由 于运行人员判断错误导致误操作的隐患。 在燃料循环过程中， 绝大部分时间消耗在燃耗 测量和提升操作两个阶段。 其中， 提升操作过程动 作步骤少 ， 人为因素导致误操作的可能性极小 ； 而 燃耗测量流程手工操作步骤繁锁 ， 误操作的可能性 较大，由此导致的后果通常也相对其他操作严重。 因此 ，为提高 Ｆ Ａ 系统的运行效率 ，降低人为因 Ｃ
高温气冷堆实习报告[1]
![高温气冷堆实习报告[1]](https://img.taocdn.com/s3/m/f04a0006c1c708a1284a44f8.png)
高温堆相关技术及安全性摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。
经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。
关键词：高温堆安全性一、高温堆的的简介高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。
高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。
由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
其核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。
根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。
人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。
石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。
两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。
HTR10回路冷却剂中氚活度的测量刘凌
第28卷 第3期核科学与工程Vol .28 N o .3 2008年 9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep . 2008收稿日期:2007-06-20;修回日期:2007-12-05作者简介:刘 凌(1977—),男,满族,辽宁人,研究员,核科学与技术专业HTR -10一回路冷却剂中氚活度的测量刘凌,胡守印(清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084)摘要:详细介绍了测量10M W 高温气冷试验堆一回路冷却剂中氚活度的方法。
设计适用于HT R -10特点的氚收集装置,先后两次收集冷却剂中的氚,制成液样进而用液闪法进行测量,并根据试验结果推算H T R -10一回路冷却剂中氚的总活度。
针对两次试验结果进行分析并与理论计算值相比较,验证了理论计算的正确性并由此进一步证明高温气冷堆的燃料包覆颗粒对放射性产物的阻挡作用完好,反应堆对环境的氚释放完全在设计要求范围内,符合相应的国家标准。
关键词:H T R -10;氚;氚的测量;鼓泡法;液闪法中图分类号:T L81 文献标识码:A 文章编号:0258-0918(2008)03-0244-05Tritium activity measurementof the primary loop coolant of HTR -10LIU Ling ,H U Shou -yin(In stitu te of Nuclear and New Energy T echnology ,Tsinghua University ,Beijing 100084,C hina )A bstract :This article intro duces the tritium activity measurements of 10M W hig h tem -perature gas -co oled reactor (H T R -10)in de tail .The tritium collecting device s we re w ell desig ned e specially for H T R -10.The tritium in the sample gas from primary loop w as collected for tw o times ,and w as made into liquid sample fo r liquid scintillation count -ing .Based on the measurement results ,the to tal tritium activity in prim ary loop of H T R -10is calculated .Comparing the measurement results w ith the theoretical calcula -tion ,it show s that the value o f theo retical calculatio n is validated correct .The coatedparticles in the fuel element re tain the radio -nuclides very w ell .While the tritium re -leased to the environment confo rms the design specifications and the na tional standards .Key words :H T R -10;tritium ;tritium measurement ;bubbling ;liquid scintillatio n counting 10M W 高温气冷实验堆(H T R -10)一回路采用高纯氦气作为冷却剂。
高温气冷堆90°弯头气体流动特性分析与优化
高温气冷堆90°弯头气体流动特性分析与优化发布时间：2021-10-13T05:51:01.240Z 来源：《科学与技术》2021年16期作者：李林[导读] 为指导系统设计和优化，针对高温气冷堆主要工艺系统及设备中的90°弯头进行数值模拟，对气体流速、弯径比等影响因素进行流动特性的分析与对比，并采用导流板装置进行优化李林中核能源科技有限公司北京市 100193摘要：为指导系统设计和优化，针对高温气冷堆主要工艺系统及设备中的90°弯头进行数值模拟，对气体流速、弯径比等影响因素进行流动特性的分析与对比，并采用导流板装置进行优化，分析流场优化的效果及其阻力特性变化，结果表明，90°弯头结构中速度分布不均匀，随着入口速度的增大，不均匀性增大，改变弯径比对速度分布的改善并不明显；导流板对流场有较好的优化效果，短弧形、圆弧形导流板均能较好的改善流场；导流板的引入将造成压损增加，弯径比β=1.5时压力损失最小；对于90°弯头的典型尺寸D=96mm和D=48mm，导流板可以作为相关系统优化设计的补充，对于D=400mm，流动特性的优化应主要集中于管线设置、走向、弯径比等方面，导流板的引入会产生额外的压力损失。
关键词：高温气冷堆；90°弯头；数值模拟；流动特性；阻力特性1.引言随着公众对核电安全性重视程度的不断提高，高温气冷堆以其良好的固有安全性和较高的发电效率等优点，成为我国核电发展领域的一种重要堆型。
从10MW高温气冷试验堆（以下简称HTR-10）的建设投运到山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程（以下简称HTR-PM）的即将建成发电，再到商业化六十万千瓦高温气冷堆核电站（以下简称HTR-PM600）的稳步推进，都标志着我国已经向第四代核能系统的开发、应用与优化迈出了坚实的一步。
高温气冷堆选用在高温高压条件下仍具有良好化学惰性和热物性的氦气作为一回路冷却剂，在主氦风机的驱动下，一回路的氦气循环将堆芯裂变反应产生的能量传递给蒸汽发生器，实现能量的转化和转移，在HTR-10、HTR-PM和HTR-PM600中反应堆压力容器与蒸汽发生器均采用“肩并肩”布置，主要设备和工艺系统中普遍存在90°弯头结构，如蒸汽发生器、氦净化氦辅助系统、主蒸汽系统等[1-3]。
HTR-10主氦风机停止试验的模拟
试验第７ Ｓ，保护系统被触发，并实施一系 列停堆保护动作。由于控制棒的下落，反应堆
图３计算采用的流量曲线
Ｆｉｇ．３
功率急剧降低，并很快降至余热水平。图５示 出了试验过程中ＨＴＲ １０的功率变化。需注 意的是：１）图５ａ中的计算值包含了裂变功率 和衰变热，而图５ｂ中的试验值指核测量系统实 测得到的裂变功率；２）试验过程中，数据采样 的时问问隔较大，因而试验开始后前几秒内的 详细功率变化情况无法反映在图上。考虑到上 述差异，从图５可看出，ＴＨＥＲＭＩＸ完全模拟 了反应堆功率的变化趋势，计算结果和试验结 果符合得很好。 作为最重要的安全参数，试验过程中燃料 元件中心最高温度如图６所示。稳态运行时该 最高温度达到最大值８９３℃，试验过程中始终 未超过１ ２３０℃的温度限值。
ｋＷ，一回路压力为２
８４０
ｋＰａ，冷却剂
入口温度和出口温度分别为２１７℃和６７０℃。
万方数据
２２０
原子能科学技术
第４８卷
图２
Ｆｉｇ．２
ＨＴＲ
１０一回路系统计算模型
Ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ｏｆ ＨＴＲ １０ ｐｒｉｍａｒｙ ｓｙｓｔｅｍ
程序模拟采纳了上述初始参数，并遵循了表１ 记录的动作序列，主要的输入条件为：１）控制 棒的停堆负反应性在７～１４ Ｓ之问引入；２）风 机挡板关闭用时１５ Ｓ，二回路隔离用时９
１
试验
ＨＴＲ
１０的一回路系统采用肩并肩的布置
方式，主要包括反应堆、蒸汽发生器、主氦风机 和热气导管，如图１所示‘…。
２分析方法
对ＨＴＲ １０主氦风机停止试验进行模拟 的工具是ＴＨＥＲＭＩＸ程序，该程序是一模块化 的软件包，用于分析球床式高温气冷堆在正常 运行和事故条件下的热工安全行为阻］。程序主 要包括４个模块：堆内固相导热、堆内气相对 流、中子动力学和一回路系统。各程序模块有 明确的分析目标及边界，既能独立运用，又能相 互耦合以满足主程序的调用及协调。在反应堆 各种功率范围下，包括停堆后余热排出的动态 过程中，程序均能对反应堆的主要部件，诸如球 床堆芯、石墨反射层、碳砖，以及一回路系统各 部件的温度和流场等热工参数作详细的分析计 算。目前，正在利用ＨＴＲ １０大量的运行和试 验数据，对ＴＨＥＲＭＩＸ开展深入的验证工作， 从而对高温气冷堆核电站示范工程（ＨＴＲ ＰＭ）的设计和分析提供支持口］。 结合ＨＴＲ １０的实际结构，建立了适用于 ＴＨＥＲＭＩＸ的计算模型，如图２所示。试验开
基于反康技术的HTR-10燃耗测量方法的研究
基于反康技术的HTR-10燃耗测量方法的研究高温气冷堆作为第四代反应堆,因固有安全性、建造周期短等优点受到广泛的关注。
燃耗测量系统是球床式高温气冷堆重要组成部分,其改进了反应堆的安全性和经济性。
为提高燃耗测量的准确性,拟在原有燃耗测量系统中引入反康技术进行优化。
本文对HTR-10燃耗测量系统自2005年11月18日至2006年3月24日止测量的γ谱进行了分析,通过γ能谱的能量刻度、核素的衰减计算和核素衰减分析,初步确定了HTR-10辐照后燃料球中的核素列表,并在此基础上,通过铯源刻度实验,得到Cs-137的绝对探测效率,从而给出了射线的活度信息。
利用这部分的研究成果,一方面可建立起核素的活度与燃料球的功率历史及衰变历史之间的关系,为燃耗修正算法的建立提供基础。
另一方面为反康系统的研制提供基础数据。
本研究还对在2017年5月31日和2017年06月02日进行的铯源刻度实验中测得的82个γ能谱进行分析,获取Cs-137峰区计数,根据能谱效率刻度曲线、核素衰减计算对测温球中Ag-110M能量为657keV的峰区计数进行估算,统计燃料球、石墨球及测温球三者相应峰区计数,并用此方法将三类球在燃耗测量过程中区别开来。
此外,还另给出三种峰识别方法用以辅助分析。
谱分析数据使我们了解了燃料球谱中特征射线的能量范围、计数率及相应活度,这些为反康系统的设计优化提供了基础数据。
在这些数据的支持下,本研究选取塑料闪烁体晶体及BGO晶体作为反康探测器,通过蒙特卡罗程序模拟计算,分析在不同几何参数下环探测器对燃耗测量系统反康效果的影响。
最终确定具有最佳反康效果的环探测器模型。
通过以上的计算和分析,给出了具有最佳反康效果的塑料闪烁体晶体的整体尺寸为Φ260mm×250mm,BGO晶体尺寸为Φ140mm×210mm。
本课题的计算结果为燃耗测量系统的优化提供重要的理论基础,对改善低活度水平核素的探测精度、提高Cs-137的探测精度及反应堆的安全性和经济性具有重要意义。
HTR-10高温气冷堆一回路电气贯穿件——清华大学核能技术设计研究院
2 HTR-10电气贯穿件技术特点 Technical Features of HTR-10 EPA
使用环境 Environmental Conditions; 技术参数 Technical Parameters
3 结构 Structure
总体结构 overall structure; 密封结构 sealing structure; 气体泄漏监测 leakage detection
工作压力Operating Pressure 3.0
3.0
，Mpa
设计压力Design Pressure， 3.5
3.5
Mpa
工作电压Operating Voltage 380AC
380AC/48DC
，V
额定电流Rated Current，A 10
4
气体泄漏率Gas Rate，Pa·m3/s
Leakage <1×10-4
测泄管末端装压力表和充气阀；
Install pressure gauge and inflation valve on the end of measured vent tube
密闭腔体内充稍低于工作压力的氦气, 氦气压力的变化可得出气体泄漏率ρ, Pa•m3/s（考虑温度的影 响）。
Fill helium gas into the closed cavity to be slightly lower than the working pressure, ang get the
<1×10-4
芯数Number of Cores 密封方式Sealing Method
7
24
陶瓷组件封焊Closure
HT-10相关参数
2MW固态堆堆物理静态分析流程一．2MW固态堆静态分析流程本报告主要针对固体燃料氟盐冷却反应堆（具体针对2MW堆）的堆中子物理分析的各种目标进行。
一．初步参数1.应用目标：安全性2.首先确定堆芯的大致结构方案，5种候选方案3.各材料参数，C材料（密度1.74g/cm3），合金材料（Hastelloy-N合金）4.燃料方面：60mm燃料球（30mm备选），不同的packing因子（12.5%为基准，之后采用清华大学的调研情况），不同的燃料富集度（5-20%），燃料核芯直径暂定为425um [UCB 2008 214]。
Pebble球中Triso与基体石墨体积比例看Packing因子5.增殖材料：大小燃料一样，packing因子与燃料一样，使用ThC0.5O1.5。
6.冷却盐参数，99.995%富集度的7Li2BeF4，密度为（g/cm3）[UCB 2008 214]7.8.剩余反应性，在这里暂时设定为0.15（堆芯温度暂时设定为704度），（20度时，高温气冷堆为0.128，沸水堆为0.25，压水堆0.293，报告中熔盐堆为0.05）9.各组件温度设定10.分析软件，MCNP和SCALE二．堆芯结构参数（需要参照高温气冷堆设定，然后是先）进高温堆设定，请傅瑶尽快补充下清华10MW高温气冷堆相关结构参数）1.圆柱形+上下双圆椎形（圆柱形直径和高度均开始设定为1500mm）（1）圆柱体直径和高度均为1500mm（2）如果有石墨柱，直径为200mm（3）上面倾角为45度，下部倾角为30度，没有石墨柱的开口大小400mm.有石墨柱的开口大小设定为300+200+300=800mm。
（4）后端的开口长度为500mm（开口大小为400mm或者800mm的部分）（5）最后一个方案的中心结构圆柱体空间直径为360mm，壁厚20mm，材料为Hastelloy-N合金三．初次计算需要计算物理量1.K eff=1.15（不放控制棒时）时的燃料组合情况（packing因子为12.5%，计算需要的富集度），计算出来富集度最好在10%左右，如超过15%，则更改packing因子=20%。
10MW高温气冷堆给水流量调节回路的仿真研究
10MW高温气冷堆给水流量调节回路的仿真研究
晏勇;杜继宏;冯元琨
【期刊名称】《高技术通讯》
【年(卷),期】2000(010)009
【摘要】10MW高温气冷堆(HTR-10)动力系统自动控制的研究中,给水流量调节回路是其底层的三个重要回路之一.由于对象存在着非线性特性及参数变化范围大等特点,给控制器参数的工程整定带来很大困难.本文针对研究的需要建立了适用的回路模型,通过仿真总结了该回路PID控制器的参数调整方法和规律,对控制系统的工程实现和现场整定有直接的参考作用及指导意义.
【总页数】5页(P95-99)
【作者】晏勇;杜继宏;冯元琨
【作者单位】清华大学自动化系,北京,100084;清华大学自动化系,北京,100084;清华大学自动化系,北京,100084
【正文语种】中文
【中图分类】TP3
【相关文献】
1.浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用 [J], 赵木;冯九河
2.高温气冷堆蒸发器工程验证实验回路蒸发器传热管流量调节特性研究 [J], 李晓伟;吴莘馨;居怀明
3.高温气冷堆蒸发器工程验证实验回路蒸发器传热管流量调节特性研究 [J], 李晓伟;吴莘馨;居怀明;
4.10MW高温气冷堆一回路氦气品质研究 [J], 朱江;李智慧
5.10MW高温气冷堆主要调节回路工程整定方法的仿真研究 [J], 晏勇;杜继宏;冯元琨
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
国家核安全局关于批准清华大学核研院HTR―10热氦实验回路设计方案变更的通知
国家核安全局关于批准清华大学核研院HTR―10热氦实验回路设计方案变更的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2014.05.23
•【文号】国核安发[2014]107号
•【施行日期】2014.05.23
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于批准清华大学核研院HTR-10热氦实验回路
设计方案变更的通知
（国核安发[2014]107号）
清华大学核能与新能源技术研究院：
你院《关于递交清华大学核研院HTR-10热氦实验回路设计方案变更申请及说明书的函》（清核函〔2014〕18号）收悉。
根据《民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的有关要求，我局对你院提交的申请和相关技术文件进行了审评，认为你院HTR-10热氦实验回路设计方案变更在安全上可以接受，现予批准。
你院在热氦回路加装实施过程中应严格遵守我局批准的方案和在审评过程中的有关承诺，确保施工质量和反应堆安全。
国家核安全局
2014年5月23日。
HTR-10的调试管理
HTR-10的调试管理
苏庆善;王瑞偏;陈华;梁锡华;胡守印;孙栓樑
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2002(23)2
【摘要】10MW高温气冷实验堆(HTR-10)属于研究堆类型,但又具有小型核动力堆的运行模式;HTR-10的调试队伍由设计者、运行者和合同单位有关人员组成。
针对HTR-10自身的特点和调试队伍人员组合的特点,确定了调试管理模式。
本文重点介绍了HTR-10调试管理中的调试组织的规范化和试验活动的程序化,并给出了试验活动程序流程图。
【总页数】4页(P109-112)
【关键词】HTR-10;高温气冷实验堆;调试管理;调试组织;试验活动流程图
【作者】苏庆善;王瑞偏;陈华;梁锡华;胡守印;孙栓樑
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL374;TL411
【相关文献】
1.HTR-10燃料元件装卸系统调试试验 [J], 刘继国;梁锡华;肖宏伶;黄鹏;刘凌;吴晓东;牛道青
2.HTR-10控制棒系统的试验与调试 [J], 周惠忠;刁兴中;黄志勇;曹丽;杨念祖
3.HTR-10第二停堆系统的试验与调试 [J], 周惠忠;黄志勇;刁兴中;杨念祖;曹丽
4.HTR-10应急电力系统设计及其调试 [J], 周世新;孙卫东;贾立新;玉辰生
5.HTR-10硼吸收球停堆控制系统调试 [J], 曲荣红;徐小琳
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
了实 测 数 据 。基 于 实 际 的试 验 工 况 ， 利 用 ＴＨＥ Ｒ ＭＩ Ｘ程 序 对 一 回 路 流 量 变 化 试 验 进 行 了 模 拟 ， 分 析 了
反 应 堆 主要 参 数 的 变 化 。关 于 反 应 堆 功 率 ， 计算 结 果 与 试 验 结 果 符 合 得 很 好 ， 证 明 程 序 能 够 满 意 地 再 现 ＨＴ Ｒ 一 １ ０ 在 该 试 验 中 的 动 态 特 性 。试 验 过 程 中 ， 燃料元 件中心最高温度始终低于 １ ２ ３ ０℃ 的温 度 限值 。
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ：Ｔｈｅ １ ０ ＭＷ ｈｉ ｇ ｈ ｔ ｅ ｍｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｇａ ｓ — ｃ ｏ ｏｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ（ＨＴＲ一 １ ０）ｉ ｓ ｔ ｈｅ ｆ ｉ ｒ ｓ ｔ ｏ ｆ ｉ ｔ ｓ
ｋｉ ｎ ｄ ｉ ｎ Ｃｈｉ ｎ ａ ． Ｔ ｈｅ ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｍ ａ ｓ ｓ ｆ ｌ ｏ ｗ ｖ ａ ｒ ｉ ａ ｔ ｉ ｏｎ ｔ ｅ ｓ ｔ ｉ ｓ ｏ ｎｅ ｏｆ ｔ ｈｅ ｔ ｈｒ ｅ ｅ ｄｙ ｎａ ｍｉ ｃ ｃ ｈａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ ｔ ｅ ｓ ｔ ｓ ｃ ｏ ｎｄ ｕｃ ｔ ｅ ｄ ｏ ｎ Ｈ ＴＲ一 １ ０． Ｔｈｉ ｓ ｔ ｅ ｓ ｔ ｎ ｏｔ ｏｎ ｌ ｙ ｖ ｅ ｒ ｉ ｆ ｉ ｅ ｓ ｔ ｈ ｅ Ｈ Ｔ Ｒ一 １ ０
的转 速正 比于 变频 器 的输 出频率 。变 频器 频率
变化 １ Ｈｚ ， 风机 转速 变化 ６ ０ ｒ ｐ ｍ。而一 回路氦
于 反应 堆 功 率 ， 计 算 结 果 与 试 验 结 果 符 合 得
很好 。
气 流 量则 通过 主氦 风机 的转 速和 输入 功率 等变 量的 测 算 得 到 ， 它 基 本 正 比 于 主 氦 风 机 的 转 速［ ３ ］ 。风机 转 速 可在 １ Ｏ ～１ ０ ０ 额 定 转 速范 围 内调 节 ， 这样 氦 气 流 量 可 以满 足 反 应堆 各 种
ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｔ ｓ ｅ Ｉ ｆ — ａ ｄ ｊ ｕ ｓ ｔ ｍｅ ｎ ｔ ｃ ａ ｐ ａ ｂ ｉ ｌ ｉ ｔ ｙ， ｂ ｕ ｔ ａ ｌ ｓ ｏ ｐ ｒ ｏ ｖ ｉ ｄ ｅ ｓ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｄ ｄ ａ ｔ ａ ｆ ｏ ｒ ｔ ｈ ｅ
ｖａ ｌ ｉ ｄ ａ ｔ ｉ ｏｎ ｏｆ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ａ ｎａ ｌ ｙｓ ｉ ｓ ｃ ｏ ｄｅ ｓ ． Ｂａ ｓ ｅ ｄ ｏ ｎ ａ ｃ ｔ ｕ ａ ｌ ｔ ｅ ｓ ｔ ｃ ｏ ｎ ｄｉ ｔ ｉ ｏ ｎｓ，ｔ ｈｅ ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｍａ ｓ ｓ ｆ ｌ ｏ ｗ ｖ ａ ｒ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｔ ｅ ｓ ｔ ｉ ｓ ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ｕｓ ｉ ｎ ｇ ｔ ｈ ｅ ＴＨＥＲＭ Ｉ Ｘ ｃ ｏ ｄｅ ． Ｆｕ ｒ ｔ ｈ ｅ ｒ ｍｏ ｒ ｅ，ｍ ａ ｉ ｎ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｄ ａ ｒ ａ ｍｅ ｔ ｅ ｒ ｓ ｏ ｆ ｉ ｎｔ ｅ ｒ ｅ ｓ ｔ ａ ｒ ｅ ａ ｎａ ｌ ｙ ｚ ｅ ｄ． Ｔｈ ｅ ｃ ａ ｌ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ａ ｇ ｒ ｅ ｅ ｓ ｗｅ ｌ ｌ ｗｉ ｔ ｈ ｔ ｈｅ ｔ ｅ ｓ ｔ ｏ ｎ ｅ， ｄｅ ｍｏｎ ｓ ｔ ｒ ａ ｔ ｉ ｎｇ ｔ ｈａ ｔ ｔ ｈｅ Ｈ ＴＲ一 １ ０ ｄｙ ｎ ａ ｍｉ ｃ ｃ ｈａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ ｓ ｃ ａ ｎ ｂ ｅ ｒ ｅ ｐｒ ｏｄ ｕｃ ｅ ｄ ｓ ａ ｔ ｉ ｓ ｆ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｉ ｌ ｙ ｂ ｙ ＴＨＥＲＭ Ｉ Ｘ． Ｄｕｒ ｉ ｎ ｇ ｔ ｈｅ ｔ ｅ ｓ ｔ ｐｒ ｏｃ ｅ ｓ ｓ， ｔ ｈ ｅ ｍ ａ ｘ ｉ ｍ ｕｍ ｒ ｕｅ ｌ ｃ ｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｉ Ｓ ａ ｌ ｗａ ｙｓ ｂｅ ｌ ｏ ｗ ｉ ｔ ｓ ｌ ｉ ｍｉ ｔ ｖａ ｌ ｕｅ ｏ ｆ １ ２３ ０℃． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ ：１ ０ Ｍ Ｗ ｈｉ ｇｈ ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｇ ａ ｓ — ｃ ｏ ｏ ｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ ；Ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｍａ ｓ ｓ ｆ ｌ ｏｗ ｖ ａ ｒ ｉ ａ ｔ ｉ ｏｎ
Ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ＨＴＲ— ｌ Ｏ Ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ Ｍａ ｓ ｓ Ｆｌ ｏ ｗ Ｖａ ｒ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔｅ ｓ ｔ
ＣＨＥＮ Ｆｕ — ｂ ｉ ｎ 来自，ＤＯＮＧ Ｙｕ — ｊ ｉ ｅ ，ＺＨＡＮＧ Ｚ ｕ ｏ — ｙ ｉ ，ＺＨＥＮＧ Ｙａ ｎ — ｈ ｕ ａ，Ｓ ＨＩ Ｌｅ ｉ ，ＬＩ Ｆｕ
关键词 ： １ ０ ＭＷ 高 温气 冷 实 验堆 ； 一 回路 流 量 变 化 试 验 ； ＴＨＥ Ｒ ＭＩ Ｘ； 程 序 验 证 中图分类号 ： Ｔ Ｌ ３ ３ ３ 文章标志码 ： Ａ 文章编号 ： ０ ２ ５ ８ — ０ ９ １ ８ （ ２ ０ １ ７ ） ０ ２ — ０ ２ １ ０ — ０ ５
运 行工 况 的要 求 ］ 。
一
１ 试 验简 介
作 为一 座 球 床 模 块 式 高 温 气 冷 堆 ， ＨＴ Ｒ － １ Ｏ使 用包 覆 颗 粒 燃 料 构 成 的全 陶瓷 型球 形 燃
料元 件 ， 以氦 气为 冷 却剂 、 石 墨为 慢 化剂ｌ ＿ ２ ］ 。 ＨＴ Ｒ 一 １ ０的 一 回路 系 统 采 用 肩 并 肩 的 布 置 方
（ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕｔ ｅ ｏ ｆ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ａ ｎ ｄ Ｎｅ ｗ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ，Ｔｓ ｉ ｎ ｇ ｈ ｕ ａ Ｕｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ，
Ｃ０ １ １ ａ ｂ ｏ ｒ ａ ｔ ｉ ｖ ｅ Ｉ ｎ ｎ０ ｖ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｃｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ｏ ｆ Ａｄ ｖ ａ ｎ ｃ ｅ ｄ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇｙ ，
ｔ ｅ ｓ ｔ ；ＴＨ ＥＲＭ Ｉ Ｘ ；Ｃｏｄ ｅ ｖ ａ ｌ ｉ ｄ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ
１ ｏ Ｍｗ 高 温 气 冷 实 验 堆 （ ＨＴ Ｒ 一 １ ０ ） 是 我 国第 一 座 高温 气 冷 堆 ， 由清 华 大学 核 能 与新 能 源 技术 研 究 院 设 计 、 建 造 和 运 行 。ＨＴ Ｒ － ｌ Ｏ于
述试 验 ， 记 录 了 ＨＴＲ 一 １ Ｏ的 瞬 态 响 应 特 性 ， 证
明 了反应 堆 的 功率 自调 节 性 能 。 同时 ， 试 验 也 为系统 分 析程序 的验证 提供 了实 测数 据 。利用 球 床 式 高 温 气 冷 堆 热 工 计 算 和 事 故 分 析 程 序
ＴＨＥ Ｒ ＭＩ Ｘ， 对 ＨＴＲ 一 １ Ｏ一 回路 流 量 变 化 试 验
２ ０ ０ ０年 ４月 进 人 调 试 阶段 ， 并在 ２ ０ ０ ３年 １月
实 现满 功率 运行 。
在 ＨＴＲ 一 １ ０的初 期 调 试 和 后 续 运 行 过 程
中， 主要 采 用 三 种 控 制 手 段 来 进 行 功 率 调 节 ：
１ ）调节 控 制 棒 棒 位 以改 变 反 应 性 ； ２ ）调 节 主
热气 导管 ， 如 图 １所示 。 ＨＴ Ｒ 一 １ Ｏ的 主 氦 风 机 是 一 台 立 式 循 环 风
速的 １ Ｏ ５ ， 这 样 一 回路 氦气 流量 也 按 比 例增
为 初 始 流量 的 １ ０ ５ ； 待反 应 堆 达 到 稳 定 并 运
回路 流量 变 化 试 验 开 始 前 ， ＨＴＲ 一 １ ０在
３ ＭＷ 功率 水 平 下 稳定 运 行 ， 氦气冷却剂人 口 和 出 口温度 分 别 为 １ ９ ６℃ 和 ６ ２ ０ ｏ Ｃ。试 验 方 法是 ： 首 先 将 主 氦 风 机 的 转 速 增 加 至 初 始 转
式， 主要 包括 反 应 堆 、 蒸 汽 发 生器 、 主 氦 风机 和
期 第 ３ ７卷 第 ２
２ ０ １ ７年 ４月
核 科 学 与 工 程
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｅｎ ｇｉ ｎｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ
Ｖｏ １ ． ３ ７ Ｎ Ｏ． ２
Ａ ｐｒ ． ２ ０１ ７
ＨＴ Ｒ 一 １ ０一 回 路 流 量 变 化 试 验 的模 拟
ｔ ｈ ｅ Ｋｅ ｙ Ｌ ａ ｂ ｏ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ ｏ ｆ Ａｄ ｖ ａ ｎ ｃ ｅ ｄ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｅｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ ａ ｎ ｄ Ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ，
Ｍｉ ｎ ｉ ｓ ｔ ｒ ｙ ｏｆ Ｅｄ ｕ ｃ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ，Ｂｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ８ ４，Ｃｈ ｉ ｎ ａ ）
修 回 日期 ： ２ ０ １ ５ １ ２ － １ １
基金项目： 国家 重 大科 技 专 项 经 费 资 助 项 目（ Ｚ Ｘ ０ ６ ９ ）
作者简介 ： 陈福 冰 （ １ ９ ８ ２ 一） ， 男， 浙江长兴人 ， 助理研究员 ， 博士 ， 现 主 要 从 事 高 温 气 冷 堆 热 工 水力 设 计 工 作 ２ １ Ｏ
图 １ ＨＴ Ｒ 一 １ ０的 一 回路 系 统
Ｆｉ ｇ ．１ Ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｏｆ Ｈ Ｔ Ｒ－ ｔ ０
进 行 了模 拟 ， 分 析 了反应 堆 主要参 数 的变化 ， 从
机 理上 加深 了对 试 验过程 的理解 。通 过分 析结 果 与试 验结 果 的对 比 ， 程序 对 ＨＴＲ 一 １ ０一 回路 流 量变 化 动态特 性 的模拟 能 力得 到 了证 明 。对 个变 频器 给 风机 供 电 。功率 调 节 时 ， 主氦 风机
氦风 机转 速 以改变 一 回路氦 气 流 量 ； ３ ）调 节 主