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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。
磁轴承转子的力学设计李红伟徐旸赵雷于溯源（清华大学核能技术研究院，北京，100084）摘要：对过二阶弯曲临界转速的磁轴承转子进行了改进，并采用有限元方法和ANSYS 软件对其进行了模态分析，对各阶模态的最大圆周线速度与材料所允许的最大圆周线速度进行了比较，得出改进转子过二阶弯曲临界转速时不会制约于材料所允许的最大圆周线速度。
为转子过二阶弯曲临界转速提供了依据。
关键词：磁轴承、转子、有限元方法、模态分析一、引言清华大学核能设计研究院正在进行HTR-10的二期工程，需要将已经完成的蒸汽透平循环转变为氦气透平直接循环，以提高高温气冷堆提供高温热的潜力。
HTR-10的氦气透平循环系统中的转子采用了磁力轴承进行支承；该转子上装有发电机、透平、压气机等装置。
转子长约7m，重约1t，转速达15000r/min(250Hz)。
要达到这一转速，转子需通过两阶弯曲临界转速。
这种大重量，高转速的转子对控制系统、控制方法提出了很高的要求。
为了掌握磁轴承转子过临界的控制方法，为以后氦气透平直接循环系统中的转子的控制、调试打下基础，我们仿造实际转子，设计了一个小转子来进行实验，以找到转子过弹性弯曲临界转速的方法。
这套转子已经顺利通过一阶弯曲临界转速——303.5Hz，但它的二阶弯曲临界转速在689.4Hz。
由于受材料力学性能的影响，此转子过二阶弯曲临界转速是比较危险的事情。
为此，在这套转子实验的基础上，对转子进行了改进，以期实现转子通过二阶弯曲临界转速的目的。
本文主要是对改进后的转子进行了结构设计、模型简化和模态分析，为以后的系统辨识及控制提供依据。
二、转子的结构设计实际转子上装有一系列装置，转子的结构已基本固定，不能做大的调整。
所以我们仿造的弹性转子的结构与实际转子是一致的。
初始转子的结构如图一所示。
图一初始转子结构示意图图二 改进后的转子结构示意图在初始转子的试验基础上，我们对其结构进行了修改，以降低其固有频率，便于通过实验找到磁轴承转子过二阶弹性弯曲临界转速的控制方法。
浅谈高温气冷堆的固有安全性作者：齐炳雪杨一都来源：《山东工业技术》2018年第21期摘要：本文从“设计上实现余热非能动排出”、“反应性控制”、“不停堆换料”、“HTR-10固有安全性验证试验”、“HTR-PM设计试验验证”等方面论述了高温气冷堆示范工程的安全性。
最后指出开发和研究更为安全经济的高温气冷堆核电站是未来核电发展的趋势。
关键词：核安全规划；HTR-PM；固有安全性DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2018.21.0811 概述随着经济的发展，世界上各地区对于电力的需求正在逐年增大，尤其是在拥有中国和印度这两个发展中大国的亚洲。
然而化石燃料的资源是有限的，煤、石油、天然气的储量正在逐年减少，对于资源贫乏的国家，仅靠化石燃料已经不能满足电力的需求。
在这种前提下，各国都争相建立各自的火力、水力、核能发电站，在安全运行的前提下，核能是一种清洁、无空气污染的能源，而且是一项成熟的技术，可以大规模替代化石燃料[1]。
然而安全是核电的生命线，核电是一种相对安全的能源，却并不能保证它的绝对安全性。
继美国三哩岛核电站事故和苏联切尔诺贝利事故后，2011年3月11日，与我们隔海相望的日本发生的福岛核电站事故无疑给刚刚复苏的核电事业浇了一盆冷水，这次核事故不仅给日本以重创，而且由此造成的核泄漏更是引起了全世界对核电站安全性的重新思考。
2 HTR-PM的安全性2012年12月9日，我国第一座高温气冷堆核电站示范工程（以下简称HTR-PM）在山东荣成正式开工建设，这也是继日本福岛核事故后国家批准建设的第一座核电站。
那么，HTR-PM的安全性如何呢？2.1 设计上实现余热非能动排出HTR-PM是具有非能动安全特性的，即事故工况下无需能动系统，仅依靠热传导、热辐射、和自然对流等方式就能将余热有效导出，防止放射性物质的释放[2]。
为实现此项目标，HTR-PM在设计上综合考虑了以下几点：（1）堆芯功率密度低。
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。
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.。
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第24卷 第3 期 2 0 0 3 年6月Vol. 24. No.3 Jun. 2 0 0 3文章编号：0258-0926(2003)03-0277-0410MW 高温气冷堆的应急计划与应急准备吴中旺，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：为了保护环境、公众和工作人员，按照核设施纵深防御的原则，10MW 高温气冷堆(HTR-10)必须制定应急计划，并在此基础上作好应急准备，以便在事故情况下可以采取快速有效的应急响应行动，减轻事故的后果。
本文依照研究堆的核安全法规和导则，并根据HTR-10的安全特性，完成了HTR-10应急计划的制定、应急准备及装料前的场内综合应急演习等工作，保证了HTR-10在2000年建成并达到临界。
关键词：10MW 高温气冷堆；应急计划；应急准备 中图分类号：TL69 文献标识码：A1 引 言HTR-10是具有固有安全特性的先进堆型。
它采用包覆燃料颗粒和全陶瓷材料构成的球形燃料元件，其耐高温性能好，具有优良的滞留裂变产物的能力；此种燃料元件有很强的负反应温度反馈，反应堆自动停堆性能好。
用氦气作为反应堆的冷却剂，与燃料元件和堆结构材料有很好的化学相容性。
作为堆芯结构材料的石墨，耐高温且热容量大，事故工况下热工瞬态响应特性好。
堆芯平均功率密度低，排除余热不需要任何形式的能动冷却。
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远低于国家标准的有关规定，不会对工作人员、公众和环境造成危害。
但是，根据核设施纵深防御的原则及国家核安全局的有关规定和要求，所有核设施都必须要制定应急计划，作好应急准备。
其目的是为在万一发生事故的情况下，能及时有效地采取正确的应急响应行动，提高应付事故的能力、控制事故的发展，最大限度地减小事故可能造成的危害和影响，使工作人员和公众免受过量的辐射照射[1]。
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。
第24 卷第 4 期2 0 0 3 年8 月核动力工程Nuclear Power EngineeringVol. 24. No.4Aug. 2 0 0 3文章编号：0258-0926(2003)04-0366-04HTR-10 反应堆压力容器筒体纵缝成形性能试验张茂龙1，刘俊杰2（1. 上海锅炉厂有限公司核电化工设备公司，200245；2. 清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）摘要：介绍了10MW 高温气冷实验堆反应堆压力容器的结构特征和主要技术参数。
阐述了压力容器筒体纵缝的焊接工艺和筒体成形工艺，针对筒体纵缝成形进行了焊接和成形试验，对成形后焊缝的主要力学性能进行了试验。
结果表明：纵缝成形并热处理后，较低的成形应变率对力学性能的影响程度较小。
关键词：10MW 高温气冷堆；压力容器；纵缝成形；性能试验中图分类号：TG44 文献标识码：A1 前言10MW 高温气冷实验堆(HTR-10)是国家863 高科技项目，由清华大学核能技术设计研究院设计和建造，2000 年底正式临界。
HTR-10 反应堆压力容器由上海锅炉厂有限公司承制。
压力容器筒体由钢板拼接卷圆制成；拼接焊缝(纵缝)在卷圆成形的过程中经历塑性变形。
本文通过焊接试验，对焊缝进行了模拟成形，对成形并热处理后的焊缝进行了力学性能检验。
2 筒体成形2.1 HTR-10 压力容器主要设计参数HTR-10 压力容器的高度为12.583m，内径为φ4.2m，总重量为167t，按ASME 规范第Ⅲ卷NB 分卷的规定进行设计和制造。
压力容器由顶盖和筒体两大部件组成，通过80 根M80×4 的主螺栓连结起来，由O 型密封圈和Ω型环密封(图1)。
压力容器的主要设计技术参数如下：安全等级：一级抗震要求：一类质保级别：QAⅠ级规范等级：ASME 规范一级设备设计压力：3.5MPa设计温度：350℃工作压力：2.9MPa 工作温度：250℃介质：氦气2.2 筒体成形技术要求HTR-10 压力容器筒体部件中筒体上段和筒体下段由SA516-70 钢板卷圆和焊接而成。
HTR—10蒸汽发生器设计
厉日竹;傅激扬
【期刊名称】《高技术通讯》
【年(卷),期】1999(000)012
【摘要】描述了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器的结构设计，热工水力学特性，材料选择和力学分析等。
作为反应堆一回路和二回路之间进行热交换的关键设备，ＨＴＲ－１０蒸汽发生器采用了独特的管束设计，为实现与中间换热器一体化布置和蒸汽透平与气体透平联合循环发电创造了条件。
【总页数】4页(P51-54)
【作者】厉日竹;傅激扬
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院;清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL353.13
【相关文献】
1.HTR-PM蒸汽发生器绝热层支撑结构的设计与分析 [J], 张丽;何树延;吴莘馨;刘俊杰
2.HTR-10螺旋管式直流蒸汽发生器的动态数学模型 [J], 黄晓津;冯元琨;郭人俊
3.LBB思想在HTR-10蒸汽发生器传热管上的应用 [J], 董建令
4.HTR-10蒸汽发生器的建模及分析 [J], 陈稳;孙俊;眭喆
5.HTR-10蒸汽发生器传热管束受力简化模型研究 [J], 徐宇;董建令
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HTR-10一回路流量变化试验的模拟陈福冰;董玉杰;张作义;郑艳华;石磊;李富【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2017(037)002【摘要】10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆.一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一,该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能,也为系统分析程序的验证提供了实测数据.基于实际的试验工况,利用THERMIX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HTR-10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1230 ℃的温度限值.【总页数】5页(P210-214)【作者】陈福冰;董玉杰;张作义;郑艳华;石磊;李富【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心, 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,先进核能技术协同创新中心, 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,先进核能技术协同创新中心, 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,先进核能技术协同创新中心, 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,先进核能技术协同创新中心, 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,先进核能技术协同创新中心, 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【中图分类】TL333【相关文献】1.HTR-10一回路氦气流量的软测量方法 [J], 查美生;仲朔平;李胜强;周惠忠2.HTR-10主氦风机停止试验的模拟 [J], 陈福冰;董玉杰;张作义;郑艳华;石磊3.不同工质回路热管负载功率变化下的质量流量特性 [J], 刘超;谢荣建;董德平4.高温液态金属试验回路中电磁流量计的三维热工数值模拟计算 [J], 邹佳讯;郭春秋;毕可明5.一回路流量惰走试验两种试验方法的分析 [J], 杜正建;宋彦霖;孙超因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
HTR-10全厂断电试验
孙卫东;贾立新;周世新;玉辰生;李江博;孙中民;陈光建
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2001(22)6
【摘要】10MW高温气冷实验堆在电气系统的设计中,针对全厂断电设计基准事故采取了相应的处理措施。
在10MW高温气冷实验堆热态性能调试期间进行了全厂断电试验,用以验证10MW高温气冷实验堆应急供电系统的功能。
结果表明,在发生全厂断电的设计基准事故时,由蓄电池组支持的不间断交流电源装置可以可靠地保证各专设安全设施完成其安全功能,并能为反应堆事故监测提供20小时的电力供应。
【总页数】3页(P513-515)
【关键词】10MW高温气冷实验堆;全厂断电试验;设计基准事故;事故监测;电气系统;设计;安全系统;应急供电系统
【作者】孙卫东;贾立新;周世新;玉辰生;李江博;孙中民;陈光建
【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】TL364
【相关文献】
1.ACME台架全厂断电事故试验研究 [J], 刘宇生;许超;房芳芳;靖剑平;王楠;安婕铷
2.CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究 [J], 吴鹏;
王冠一; 张阳
3."华龙一号"核电机组应对全厂断电时间能力分析与评价 [J], 盛龙;覃红玉;尹小丽
4.CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究 [J], 李龙;吴震华;许俊俊
5.全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价 [J], 刘玉康;文青龙;乔鹏瑞;侯斌;阮神辉
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HTR-10燃料元件装卸系统冷态调试
梁锡华;黄鹏;吴晓东;刘凌;牛道青;姚伟
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2002(23)1
【摘要】10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是一座球床堆,由燃料元件装卸系统实现燃料元件的装卸和循环,且不需要停堆。
为保证HTR-10的正常运行,燃料元件装卸系统必须安全、可靠。
为此,必须对燃料元件装卸系统进行周密、细致的调试试验和验证。
本文介绍了燃料元件装卸系统冷态调试的主要调试项目、调试方法和调试结果。
【总页数】4页(P54-56)
【关键词】高温气冷堆;燃料元件装卸系统;冷态调试;HTR-10;功能
【作者】梁锡华;黄鹏;吴晓东;刘凌;牛道青;姚伟
【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;TL374
【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燃料元件装卸集散控制系统的研究 [J], 肖文;萧宏伶
3.HTR-10燃料元件装卸控制系统的研制 [J], 马庆贤;刘继国;赵晋;焦玮
4.HTR-10燃料元件装卸软件系统的研制 [J], 马庆贤;赵晋;张国伟;袁守华;焦玮
5.HTR-10燃料元件装卸系统的集散控制 [J], 肖宏伶;肖文
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