10MW高温气冷堆控制方案研究
10MW高温堆气体透平方案初探
孙玉良等: 10M W 高温堆气体透平方案初探
图 2 HT R 10 间接氦气透平循环方案简化流程图
表 1 HT R 10 间接氦气透平循环总体 设计参数
反应堆
热功率
MW
氦气压力
M Pa
出口氦气温气流量
kg/ s
中间换热器
结构形式
热功率
MW
一次侧氦气压力
M Pa
一次侧氦气进/ 出口温度
2 HT R 10 可能的气体透平总体方案
第一 种 可 能 的 方 案 为 直 接 循 环 方 案, 即 用 10MW 高温堆一回路氦冷却剂 直接驱动氦气 蜗轮 机组。气体透平循环部分为带回热和中间冷却的闭 式布雷登( Brayt on) 循环( 参见图 1) 。动力转换部分 的主要设备包括氦气透平和压缩机、回热器、预冷器 和间冷器以及发电机等。反应堆出口热氦气直接驱 动氦气透平, 经过冷却、压缩升压和回热后回到反应 堆入口。受反应堆压力壳工作温度的限制, 反应堆 入口氦气温度不应高于 300 ! 。动力转换部分优化 设计所确定的氦气透平入口温度为 750 ! 左右。在 保留蒸汽发生器传热管和拆除一期工程氦风机的情 况下, 动力转换部分的主要设备可一体化地布置在 原蒸汽发生器压力壳内, 氦气透平和压缩机以及发 电机的转子采用立式布置, 通过磁悬浮轴承实现运 行工况下的高速转动。
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制, 氦气透平入口温度不宜过高。另一方面, 10M W 高温堆气体透平装置作为一个试验装置, 检修的概 率会相对较高, 动力转换系统的设备一体化地布置 在反应堆一回路压力边界以内, 会增加检修工作的 相对难度。尽管如此, 这种直接循环方案应是值得 深入研究的可选方案之一。
第二种可能的方案为间接循环方案, 即在反应堆 和动力转换系统之间设置中间换热器。透平工质通 过中间换热器获取反应堆热量, 进而驱动蜗轮做功。 此方案增设的中间换热器使得气体透平回路与反应 堆回路相互独立。中间换热器为气 气高温换热器, 成为关键设备。气体透平回路的设计在工质选则、设 备布置等诸多方面则具有较强的灵活性。如若气体 透平循环工质采用氮气或性质接近空气的混合气体, 则可以充分利用常规燃气透平技术。如选用氦气做 为工质, 并且一体化布置透平机组, 则仍然可以遇到 和解决直接氦气透平循环中的大部分技术问题。当 然, 这种间接循环方案避开了直接循环中蜗轮机械放 射性污染带来的检修环境问题, 使检修变得相对简 单。但从另一角度看, 这一方案也就不能获得蜗轮机 械在一回路中放射性污染程度的直接数据和经验。
10MW高温气冷堆控制方案研究
!
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
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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。
高温气冷堆技术研究
高温气冷堆技术研究一、综述高温气冷堆（High Temperature Gas-Cooled Reactor，HTGR）是一种基于氦气作为冷却剂，球形燃料颗粒构成燃料元件，使用含有放射性210Pb和226Ra的天然矿石球团体作为反应堆壳的中子反射层的一种核反应堆。
由于其独特的设计和系统性能，HTGR 已经成为当前核电技术研究的热点之一，具有开发和推广的潜力。
本文将在深入分析HTGR技术原理的基础上，对不同类型的HTGR技术进行研究论述和探讨。
二、技术原理1.堆芯设计HTGR堆芯设计一般采用球形燃料颗粒构成燃料元件，燃料颗粒由内而外分布不同结构，包括燃料核心、内降温层、内热输出层、外降温层和外热输出层五个部分。
燃料元件都串联在控制棒组、反应堆内壳、中子反射层和球壳之间，构成了HTGR的正常燃料链。
2.冷却剂拥堵特性HTGR使用氦气作为冷却剂，其特性是高热传导、惰性和透明，对于核燃料具有优异的散热性和防护性能，在HTGR的设计和控制中发挥了重要的作用。
HTGR 氦气冷却系统的主要功能是通过散热管式燃料元件的外壳和头部将热量传递到冷却剂中，而氦气冷却通过各种机制保证在一定范围内的温度水平来有效地控制燃料和减轻设备运行过程中的冷却剂拥堵。
3.安全特性HTGR对安全性的关注已经在其设计和应用阶段中进行了鉴定和评价。
HTGR通过基础防线和二次防线两种符合原则和目的的安全机制来保证其安全性能。
基础防线工作原理是在堆芯内部设计足够的容量来保证对堆芯内部故障的快速响应和封堵，而二次防线的目的是在基础防线封闭之前保证超额保护能力。
三、技术类型1.复合型复合型气冷堆用于煤制气合成，采用下列动力学模拟方法，在反应器水平开堆模式下，达到化学品的高度稳定的水平：1) 分层模拟：通过解决运动方程和固定基本参数来进行模拟。
2) 长程热效应模拟：通过区分化学反应机理，通过 MATLAB 来进行模拟。
3) 质量传递模拟：通过分析气固反应的动力学过程，来达到气体的质量传递。
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
加速器驱动10MW快热耦合气冷堆物理方案研究
Ｓ ｔ ｕ ｄ ｙ ｏ ｆ Ｐｈ ｙ ｓ ｉ ｃ ａ ｌ Ｓ ｃ ｈ ｅ ｍｅ ｆ ｏ ｒ １ ０ Ｍ Ｗ Ａｃ ｃ ｅ ｌ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ — ｄ ｒ ｉ ｖ ｅ ｎ
Ｆａ ｓ ｔ — ｔ ｈｅ ｒ ｍａ ｌ Ｃｏ ｕ ｐ ｌ ｅ ｄ Ｇａ ｓ — ｃ ｏ ｏ ｌ ｅ ｄ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ
李金阳， 顾 龙 ， 秦长平， 王大伟， 刘 璐
（ 中 国科 学 院 近代 物理 研 究 所 ， 甘 肃 兰 州 ７ ３ ０ ０ ０ ０ ）
摘要 ： 加速器驱动的次临界系统（ ＡＤ Ｓ ） 在 实 现 嬗 变 核 废 料 方 面 具 有 良好 的前 景 。 对 加 速 器 驱 动 １ Ｏ Ｍｗ
第４ ７ 卷 增 刊
２ ０ １ ３ 年ｌ ２ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ １ ． ４７， Ｓｕ ｐｐ １ ．
Ｄｅ ｃ ．２ Ｏ１ ３
Ａｔ ｏｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈ ｎｏ ｌ ｏ ｇｙ
加速器 驱动 １ ０ ＭＷ 快 热 耦 合 气 冷 堆 物 理 方 案 研 究
Ｌ Ｉ Ｊ ｉ ｎ — ｙ ａ ｎ ｇ ，ＧＵ Ｌｏ ｎ ｇ ，ＱＩ Ｎ Ｃｈ ａ ｎ ｇ — ｐ ｉ ｎ ｇ，Ｗ ＡＮＧ Ｄａ — ｗｅ ｉ ，ＬＩ Ｕ Ｌｕ
（ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ Ｍｏ ｄ ｅ ｒ ｎ Ｐｈ ｙ ｓ ｉ ｃ ｓ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ｅ ｓ ｅ Ａｃ ａ ｄ ｅ ｍｙ ｏ ｆ Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ｓ，Ｌ ａ ｎ ｚ ｈ ｏ ｕ ７ ３ ０ ０ ０ ０，Ｃｈ ｉ ｎ ａ ）
的嬗 变 效 果 。
关键词 ： 加 速器 驱动 的次 临界 系统 ； 快热 耦 合 ； 嬗 变 中 图分 类 号 ： Ｔ Ｌ ３ ２ ９ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： ｌ ０ ０ ０ — ６ ９ ３ 】 （ ２ ０ １ ３ ） Ｓ １ — ０ ５ ８ ８ — ０ ４
国家核安全局关于批准变更10MW高温气冷实验堆测温石墨球试验方案的通知
国家核安全局关于批准变更10MW高温气冷实验堆测温
石墨球试验方案的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2017.06.02
•【文号】国核安发〔2017〕105号
•【施行日期】2017.06.02
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于批准变更10MW高温气冷实验堆测温石墨球试验方案的通
知
国核安发〔2017〕105号清华大学核能与新能源技术研究院：
你院《关于调整10MW高温气冷实验堆测温石墨球试验方案的申请》（清核请〔2017〕12号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和研究堆的有关安全规定，我局审查了你院提交的相关技术资料，认为你院对10MW高温气冷实验堆测温石墨球试验方案的变更是可以接受的，现予批准。
同时提出以下要求：
一、严格按核安全法规、规范、标准和批准的试验方案开展试验，并对影响质量的活动进行控制。
二、在零功率冷态倒料操作过程中密切监视反应性变化，在异常情况下及时采取应对措施。
三、在试验过程中严格遵守10MW高温气冷实验堆技术规格书和操作规程。
四、在试验过程中严格遵守辐射防护程序，保证工作人员个人剂量小于约束值。
国家核安全局
2017年6月2日。
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.。
10MW高温堆气体透平方案初探
供选择。按照气体透平 回路与反应堆 一回路的关 系, 可将技 术方案分为两类, 即直接循 环和间接循 环。两种方案各有利弊。本文简要讨论了一种间接 循环的方案。该方案设计有中间换热器并且蒸汽透 平部分参与运行, 系统设计相对复杂一些, 但在一定 程度上降低了工程实施难度, 并且能够较全面地开 展试验, 解决高温堆工业应用中的关键技术问题。
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制, 氦气透平入口温度不宜过高。另一方面, 10M W 高温堆气体透平装置作为一个试验装置, 检修的概 率会相对较高, 动力转换系统的设备一体化地布置 在反应堆一回路压力边界以内, 会增加检修工作的 相对难度。尽管如此, 这种直接循环方案应是值得 深入研究的可选方案之一。
第二种可能的方案为间接循环方案, 即在反应堆 和动力转换系统之间设置中间换热器。透平工质通 过中间换热器获取反应堆热量, 进而驱动蜗轮做功。 此方案增设的中间换热器使得气体透平回路与反应 堆回路相互独立。中间换热器为气 气高温换热器, 成为关键设备。气体透平回路的设计在工质选则、设 备布置等诸多方面则具有较强的灵活性。如若气体 透平循环工质采用氮气或性质接近空气的混合气体, 则可以充分利用常规燃气透平技术。如选用氦气做 为工质, 并且一体化布置透平机组, 则仍然可以遇到 和解决直接氦气透平循环中的大部分技术问题。当 然, 这种间接循环方案避开了直接循环中蜗轮机械放 射性污染带来的检修环境问题, 使检修变得相对简 单。但从另一角度看, 这一方案也就不能获得蜗轮机 械在一回路中放射性污染程度的直接数据和经验。
高温气冷堆采用氦气作为冷却剂, 用其直接驱 动氦气透平机组发电, 形成所谓的直接循环, 可以省 去中间换热设备, 使系统简化。因此, 这种直接循环 氦气透平方案是技术上非常先进的方案, 也是最受 关注的方案。若在一回路氦气冷却剂和气体透平工 质之间设置中间换热器, 则构成所谓的间接循环, 气 体透平回路相对独立, 在系统设计上自由度更大一 些, 可以更多地借鉴相对成熟的常规燃气透平技术。 这种间接循环方案因其在设计、建造及运行方面更 为灵活, 因此也受到相当的重视。作为一个实验装 置, HT R 10 气体透平循环总体方案应综合考虑直 接和间接循环问题, 抓住关键技术, 开展却剂工 质温 度可 达到 900 ! 以 上, 利用蒸汽透平发电不能充分发挥其高温优势, 采 用气体透平发电可实现更高的热电转换效率, 同时 可以简化工艺系统。因此, 高温气冷堆与闭式氦气 透平循环相结合用以高效率发电是目前国际上高温 堆技术发展的热点, 是一个非常有吸引力的核电技 术发展方向。与高温气冷堆自身技术相比较, 氦气 透平技术尚需较多的研发试验工作。
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。
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式高温气冷堆系统分析软件 26;7-0>，进行系 统动态特性的研究，设计了 + 种控制方案，并 进行仿真比较，对将来的控制方案选择具有直 接借鉴意义。
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控制仿真平台
627<= 运行于微机 .?@ABC 支持的多显示系 统上，总体结构可分为仿真计算、用户界面和 控制设计 + 部分 ( 图 ) * 。 "# ! 仿真计算软件 仿真计算 ( 627=43 * 所用模型和公式基于球 床式高温堆热工分析软件 26;7-0>。该软件被 国际气冷堆技术协会正式批准用于球床堆的分 析设计， 0:;2 对其进行了移植、 改进和完善 8 + 9 。 627=43 能够计算反应堆堆芯、主回路管路、 风机及蒸汽发生器等部件在各种工况下物理热 工参数的动态变化过程。在进行控制研究时， 控制调节模块读取控制设计 ( =;< * 提供的数据文 件，调用控制组件库，进行控制仿真计算。
Байду номын сангаас
分 8 -./ 9 控制方法。为使 -./ 控制器较好地跟踪 微分输出，增加抗干扰能力，获得比较好的控 制品质，在理想的 -./ 中加入一阶惯性环节构 成实际 -./ 控制器 : $ ; ： !-./ ( " ) 0 , , 1 $3 ,& #2% # # 2 ’% ,1 % $2
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在 -./ 实现过程中采用了输出限幅、积分 分 离 、 防 积 分 饱 和 等 措 施 来 提 高 -./ 控 制 品 质。核功率控制器、氦流量控制器、给水流量 控制器和蒸汽压力控制器的 -./ 控制参数整定 主要采用工程经验特性法，在仿真控制平台 456<= 上，经过多次仿真实验来确定。 #" % 仿真计算实验 在 ,++> 时， 核功率给定值按每分钟 *? 的速 率从 ,++? 降至 @+? 。 " 种控制方案下的蒸汽温 度和热氦气温度的变化曲线如图 " 和图 $ 所示。 从图 "、图 $ 可以看到，在功率调节过程 中，方案 " 的蒸汽温度波动最小，控制效果最 好。方案 , 和方案 ! 的热氦气温度在降功率调 节结束后反而上升，只有方案 " 满足热氦温度 随功率降低而下降的运行方式。方案 , 没有控 制棒引入的外加反应性，核功率的下降完全由 调节氦流量降低引起的负的温度反馈反应性来 实现，不能保证氦流量与功率成比例，使得氦 流 量 降 至 满 功 率 时 的 AB? ， 热 氦 气 温 升 高 到 A,+C 左右。由于热氦气温度不能超过 A"+C 的
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!"#$ 高温气冷堆控制方案研究
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系统限值。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 流量同给定功率成比例，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。
符号表 !. ：实际给水流量， /0 1 2； !’：实际氦气流量， /0 1 2； " # ：比例系数，无量纲； !.$ ：额定给水流量， /0 1 2； !’$ ：额定氦气流量， /0 1 2； $ % ：积分时间常数， 2； &：实际核功率， /.； & $ ：额定核功率， /.； $ 3 ：微分时间常数， 2 参考文献： 4 - 5 王大中，吕应运 6 我国能源前景与高温气冷堆 4 7 5 6 核科学与工程，-88! ，-! 9 " : ：& ; <6 4 & 5 李德衡 6 -$=. 高温气冷堆控制系统设计与控制策略 研究 4>5 6 清华大学工学 博士学位论 文，北京： -88<6 4!5 石 磊，高祖瑛 6 -$=. 高温气冷堆模拟机计算软件 的改进 4 + 5 6 -888 年 -$ 月，广东深圳大亚湾，第六 届全国反应堆热工流体会议论文集，原子能出版 社， -888 ，&" ; !$6 4 " 5 罗念龙 6 火电机组蒸汽温度模糊控制的研究与实施 4 > 5 6 清华大学工学硕士学位论文，北京：-8886
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结
论
本文利用 ’()*+ 研究了 ’(),-$ 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）
（上接第 ZW\ 页）
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核动力工程
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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。