200MW供热堆堆芯结构抗震试验模型设计的若干问题

为了保证 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构在地震时的完整性、控制棒通道在地震时畅通，和供热堆的抗震安全，有必要进行全尺寸的堆芯单元模型的抗震试验。从 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构的特点出发，研究了模型设计的原则和动力学相似的问题，重点对堆内支承，燃料组件和锆盒等重要部件的动力学简化原则进行了阐述，利用有限元法分析了堆芯结构的动力学特性，讨论了试验模型和计算模型的关系，以及支架的设计问题，为台架试验打下了基础。通过本研究，不仅可对供热堆设计方案的性能进行恰当的评价，而且可指出进一步改善设计使结构达到优化的方向，保证供热堆的安全运行。     

深水池式低温供热堆的设计研究

介绍了深水池式供热堆（ＤＰＨＲ）的设计特点，给出了 １２０ ＭＷ供热堆的主要设计参数、投资估算和运行成本。并详细分析了 ＤＰＨＲ的优良安全性能，指出这是一种结构简单、造价低廉、具有固有安全性能的堆型。     

含钆可燃毒物计算方法研究

本文讨论以钆为可燃毒物反应堆芯的计算方法。给出了２００ＭＷ供热堆钆可燃毒物的设计。用ＴＰＦＡＰ程序和ＷＩＳ－ＳＮ２Ｄ程序对许多基准作了计算。其结果与基准程序的结果、实测临界性和功率分布的结果进行对比。表明本方法与一些基准程序的精度相当。认为本方法可以用于含钆可燃毒物的堆芯设计。     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

200MW 核供热堆二次安全壳的设计

２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性,其总的安全目标是在所有可信事故条件下,不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度,为了再多增加一道安全屏障,设置了二次安全壳。介绍了设置二次安全壳的原因及其功能,讨论了二次安全壳的主要设计特点：设计依据和安全准则,二次安全壳及其隔离系统的设计特点、主要设计参数及系统和设备布置,以及安全分析的主要结果。     

医用堆与池式供热堆耦合建造的概念研究

正在试验和研究中的硼中子治疗术（ＢＮＣＴ），要求设计专用反应堆，以适应大规模治疗的需要。在反应堆用于低温核供热的研究中，简单、安全、无压力的池式堆能够满足城市供热的需要，而池式堆又可提供廉价的辐射能。所以提出了一种新的池式耦合堆的设计，将ＢＮＣＴ及成熟的医用放射性同位素的生产相结合，建造功率为１２ＭＷ的医用堆。医用堆与１２０ＭＷ核供热堆耦合建造，建设投资较低。辐射和供热综合利用，医用堆的核燃料成本大为下降。这种低成本反应堆为这类专用堆的建设提供了良好的现实性。     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

深水池低温供热堆的研究进展

新的深水池低温供热堆堆芯在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口温度，从而满足区域供热系统的需要，这种供热堆结构简单，技术现实可行，当设计功率达到１２０ＭＷ或２００ＭＷ的规模时，投资和供热成本都比较低，采用深水池３型（ＤＰＲ－３）的天津核供热项目，已完成概念设计，初步选址及初步环境影响评价，并通过了中国有关部门的批准。目前，该项目正在准备展开工程实施工作。关键词：     

核电厂SMA继电器震颤分析

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRI NP-6041-SL等报告,给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法,根据实际经验提出了分析假设和改进方案,并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析,分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

Experimental Simulation on Transit Process of the 5MW Nuclear Heating Reactor

实验在５ＭＷ核供热堆全尺寸，全参数模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行，指出供热堆从常温，常压条件向沸水运行工况的过渡要经过三个步骤：１）通过加不凝气体Ｎ２来增加初始压力，这一措施能有效地消除低压下的ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ和闪蒸不稳定；２）在此压力下用小于极限功率密度的功率密度值０．１５ＭＷｍ－２加热反应堆至单相压水运行工况１．５ＭＰａ，此举可控制加热段出口温度低于产生汽泡的起始温度，进而避免了低干度密度波的发生；３）从压水向沸水工况的过渡。研究了三种从压水向沸水过渡方法，在此基础上提出用小功率，低欠热度向沸水过渡的方案，此方案可保证过渡过程中的流动稳定性。通过仔细地选择热工参数，可以得到５ＭＷ供热堆从冷态到沸水工况的稳定启动过程。此结果对研究两相流稳定性，对供热堆的设计和安全有重大意义。     

小型堆研发及核应急准备进展

 小型核反应堆具有良好的安全特性、模块化建造方式和广泛的应用领域,已成为国际上重要的核能研发工作。相对于百万千瓦级大型核电站而言,外部约束条件（应急计划是其中之一）对小型堆的经济性具有更大的影响,尤其是对需要靠近用户的小型核反应堆（例如供水、供热等）更是如此。作为克服这种约束条件的一个重要策略,小型核反应堆在设计上追求更高的安全特性。对于需要靠近用户的小型核反应堆（例如供热、供汽等）,将应急计划区限制在厂址范围之内,对保障小型核反应堆的经济性和增强公众的接受性非常有益。事实上,许多小型核反应堆都将烟羽应急计划区限制在厂址边界作为重要的设计目标之一。从目前经验看,完全取消小型核反应堆的场外应急准备的可能性不大,但考虑其安全特性、简化小型核反应堆的应急准备是国际上的共识。介绍了小型核反应堆的研发现状,讨论了大型核电机组与小型核反应堆应急计划在理念和实现方式上的差别,分析了国际上有关小型核反应堆应急准备简化的有关讨论和实践。     

低温供热堆温度系数的计算研究

本文介绍了供热堆反应性温度系数的计算方法，以２００ＭＷ堆为设计实例，计算了初装堆芯的燃料温度系数和慢化剂温度系数。同时，对于首炉运行工况下的温度系数作了比较细致的计算，这些计算结果为低温堆物理设计提供了科学依据。     

新建民用机场选址与核电厂影响研究

新建民用机场飞机运行发生故障导致坠落时,存在撞击核电厂并影响设施安全的可能性,该文在新建民用机场选址程序中,通过研究核电厂外部人为事件调查与评价程序,基于初步筛选提出新建机场选址与核电厂影响研究程序。该文基于进离场程序、与核电厂距离、起降架次等因素,确定新建民用机场是否为核电厂人为事件危险源,为新建民用机场与核电厂的影响研究提供解决途径。     

核电厂应急柴油发电机组1E级励磁系统设计探究

核电厂应急柴油发电机组可在核电厂失去厂外电源的情况下,提供充足、可靠的电力。在设计基准事件出现以后,应急柴油发电机组也可以在保证核反应堆安全停堆的基础上,减轻事故后果。现阶段核电站应急交流电源系统为1E级系统。该文对核电厂应急柴油发电机组励磁系统的设计总体要求与具体设计措施进行了探究。     

核电厂应对自然灾害风险评估

核设施的自然灾害评估需要利用数学与统计工具来评估灾难发生的概率、数据质量、模型开发以及概率的不确定性.介绍核安全评价中自然灾害的风险评估情况,及其发生概率的定量描述.自然灾害所具有的短时间内定量指标异常变动的频率远超过历史记录小概率事件发生频率的特征,对环境产生较深远的不良影响.结合中国自然灾害特点指出这些因素在核设施安全评估和防护措施设计中应得到充分的重视.     

FoxBASE+中调用外部大型程序一法

将用于启动系统的ＣＯＭＭＡＮＤ．ＣＯＭ程序拷贝到ＦｏｘＢＡＳＥ＋（或ＤＯＳ能找到的）目录中，并更名为ＦｏｘＶＩＥＷ．ＣＯＭ．在ＦｏｘＢＡＳＥ＋中用下面的格式调用：ＦｏｘＶＩＥＷ／Ｃ，外部程序．利用这种方法比利用ＦｏｘＳＷＡＰ．ＣＯＭ能多提供１８Ｋ左右的常规内存给外部程序或命令．     

太平哨电厂机组增容综合研究

太平哨电厂原设计全厂发电４ × ４０．２５ＭＷ，欲提高出力至 ４ × ４３．００ＭＷ．在对该厂机组增容可行性进行论证的基础上，对原设计进行了校核和分析．研究结果表明：太平哨电厂机组提高出力至 ４×４３．００ ＭＷ条件具备，全厂调峰容量可增加１１ＭＷ．     

援15MW多用途重水研究堆(MHWRR)的设计建造

阿尔及利亚多用途重水研究堆是我国第一个大型核设施出口项目。由于对堆芯物理布局、内壳结构、工艺管、热工和流体系统及重要部件的设计采取一系列技术创新,使反应堆额定功率达到15MW,最大热中子注量率达2.4×10~(14)中子/厘米~2·秒。为满足当代国际上对研究堆安全水准日超严格的要求,制定了完整的、自洽的、适合我国国情的重水堆设计标准体系;在完善和加强纵深防御体系方面,严格采用多重性、多样性、独立性等可靠设计技术;贯彻辐射防护的ALARA原则,采取了一系