摘要：本文根据相似准则的原理建立高温气冷堆二维堆芯的球流运动试验系统,并提出了二维球流运动中界面分析的定量的实验方法,介绍了界面分析法的理论依据以及在球流内部流场研究和界面特征分析中的操作方法和过程,并且进行了不同加球比例的实验,对得到的相应的均值流线,轴向速度,径向速度,合速度,速度矢量的分布以及球流运动的特性等球流二维流动特性进行了分析,并和标志球法的结果进行了比较。

摘要：穿衣颗粒分配装置是球形燃料元件芯球压制过程中的关键设备之一,对于控制芯球的装铀量和提高芯球的压制效率至关重要。通过对原有穿衣颗粒分配装置的不确定性进行分析,对新研制的分配装置及其控制方法的设计进行详细介绍,并对关键部件的选定及其控制方法的设计进行阐述。结果表明,采用新研制的穿衣颗粒分配装置及其控制方法对穿衣颗粒进行分配,颗粒分配的精度明显提高,超重报警的次数显著减少,大大提高了生产效率。

摘要：高温气冷堆球形燃料元件采用冷准等静压成形,为使球形燃料元件的尺寸和表面质量满足技术要求,必须研制适用于球形燃料元件的专用加工机床。球形燃料元件专用加工机床的研制主要包括机床种类、工件装夹方法、刀具形式、上下料方式和机床附加粉尘收集装置等的选定、设计、计算和优化,最终研制成功适用于球形燃料元件专用加工的机床。采用该专用机床对球形燃料元件进行加工,无论是生产效率,还是加工后得到的球形燃料元件的尺寸和表面质量,均能够满足高温气冷堆球形燃料元件的设计指标和技术要求。

摘要：高温气冷堆(HTGR)已被国际核能领域专家列入第四代先进堆型之一。由于其固有安全性好、出口温度高,在发电、供热、制氢、石油精炼、煤液化、直接还原炼铁等领域都有广泛的应用前景和潜力,可以为降低温室气体排放、应对气候变化、从一次能源的源头排除碳引入、大幅减少中国能源化工工艺带来的局部污染物(酸性气体、粉尘等)等作出重要贡献。清华大学核能与新能源技术研究院成功设计、建造和运行了10 MW高温气冷堆实验堆(HTR-10),并建造了球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM),在高温气冷堆研究领域积累了丰富的经验,取得了很多的成果。本文重点介绍基于现有的结构设计和燃料元件设计,利用HTR-10进一步提升冷却剂出口温度、实现超高温运行的物理热工设计研究,阐述其主要的研究进展及取得的成效,为实现具有固有安全性的超高温气冷堆的设计、建造和运行提供参考和依据。

摘要：无需停堆换料是高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的独特优点,而燃料元件自动循环是其实现的基础。着重阐述了燃料元件主循环对应自动控制程序的调试过程及调试方法,主要包括多类燃料元件辐射测量过程的模拟,以及燃料元件流程中关键工艺参数的调试。通过解决上述关键问题,经现场试验验证可知对应的自动控制逻辑运行可靠,可稳定实现元件稳定循环。此外,自动控制程序还实现了如下目标:①良好的控制策略使得卸料操作与元件提升完全并行,从控制上优化了元件循环时间;②主循环自动控制逻辑为燃料装卸系统最优提升模式和参数配置的获取提供了良好的技术手段。相关的调试方法、分布式控制系统平台上的模拟仿真方法和控制策略,可作为同类系统设计和调试的参考。

摘要：多模块高温气冷堆(MHTGR)核电站是具有固有安全性和多用途特点的先进核电站,采用多个核蒸汽供应系统(NSSS)驱动常规岛负载装置,实现并网发电、电网调频和吸纳可再生能源。随着核蒸汽供应系统数量的增加,特别是当核电站运行在负荷跟踪模式时,操作员很难手动将核岛热功率指令分配给多个核蒸汽供应统。提出了热功率的上、下两层动态矩阵控制(DMC)方法。上层以跟踪核岛热功率为目标,为每个核蒸汽供应系统分配热功率指令;下层通过调节核功率,跟踪上层的热功率指令。采用截断奇异值分解(TSVD)方法,减少了海森(Hessian)矩阵的条件数,提高了系统的鲁棒性。利用该方法,实现了六模块高温气冷堆核电站的热功率优化。数值仿真结果验证了控制设计的有效性。多模块高温气冷堆热功率控制方法对于降低操作员工作强度、提高负荷跟踪能力具有重要价值。

摘要：核电站设计是一项极其庞大且复杂的工作,必须采用先进的设计手段。20万千瓦高温气冷堆核电站示范工程的核岛设计采用了三维设计软件Smart3D,创建了全比例三维模型,在虚拟的空间工厂中进行了三维工艺布置,并实现了管线综合与碰撞检查。三维设计在高温气冷堆示范工程设计中的应用表明,三维设计有助于提高核电站设计质量和效率,在60万千瓦高温气冷堆核电站设计优化与标准化过程中值得大力推广。

摘要：基于Navier-Stokes方程和SST k-ω湍流模型,对离心泵内部流动进行数值模拟,分析离心泵蜗舌区瞬态流动特性。计算所得扬程和效率与试验结果吻合较好,模拟方法可行。结果表明:不同流量下,蜗舌区压力脉动的主要影响因素是动静干涉作用,压力脉动主频均为叶频及其倍频;小流量时,压力脉动幅值随流量的减小而增加,压力脉动低频段出现一些复杂激励频率,流量降至0. 4Qd时,甚至出现1/5fr(叶轮转频);设计流量时压力脉动最大幅值在蜗舌端处最大,失速状态下在蜗舌靠近叶轮出口处最大,其值约为设计流量时的4. 9倍,是由此处随时间剧烈变化的旋涡引起。

摘要：发展多模块式的小型堆核能系统,是保持小型模块式反应堆安全性的同时实现规模经济性的重要途径。多模块小型堆核能系统的控制室与目前压水堆核电站的控制室有很大区别,这些区别对控制室的人因工程可能存在潜在影响,具体包括:功能分析与功能分配、人员规模及分工、人机界面设计、操纵员的注意力等。本文综述了多模块小型堆核能系统的控制室设计中可能潜在的人因问题,并根据两模块高温气冷堆的初步设计经验,提出了对策。