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。     

Fuel Assembly Arrangement Optimization for NHR-200

ＦｕｅｌＡｓｓｅｍｂｌｙＡｒｒａｎｇｅｍｅｎｔＯｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｆｏｒＮＨＲ－２００ＺｈｏｎｇＷｅｎｆａ（钟文发）；ＳｈａｎＷｅｎｚｈｉ（单文志）；ＬｕｏＲｏｎｇ（罗嵘）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．Ｔ...     

Dynamic Programming Method to Optimize Control Rod Positions in NHR-200

ＤｙｎａｍｉｃＰｒｏｇｒａｍｍｉｎｇＭｅｔｈｏｄｔｏＯｐｔｉｍｉｚｅＣｏｎｔｒｏｌＲｏｄＰｏｓｉｔｉｏｎｓｉｎＮＨＲ－２００ＨｕＹｏｎｇｍｉｎｇ（胡永明）；ＸｕＹｕｎｌｉｎ（许云林）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｒＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇ...     

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。     

WIMS-SN程序系统对NHR-10堆物理设计的有效性

组件计算是堆物理计算中的一个重要环节.用WIMS-SN系统计算含可燃毒物组件时,出现比较大的误差,不适宜低温供热堆含可燃毒物组件的计算.文中分析其计算过程,改进了该程序系统,使它可应用于含可燃毒物燃料组件计算.研究发现用WIMS棒束模型计算钆棒栅元归并截面时,使用的能谱是无钆燃料区的能谱,因此会带来较大误差.为了避免这种情况发生,在输运计算中必采用多群多区模型.通过与TPFAP程序校算,二者差别较小,说明该程序系统可以应用于低温供热堆的物理设计.     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。     

200MW核供热堆汽电联供的经济分析

为了开发低温核供热堆新的应用领域 ,采用国际通用的经济评价方法 ,对 2 0 0 MW低温核供热堆用于工业开发区集中供应压力为 1.5 MPa左右的饱和蒸汽并提供部分厂用电方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明 :2 0 0 MW低温核供热堆汽电联供的各项经济评价指标都很好 ,内部收益率为 19.61% ,净现值 (贴现率 10 % )为7.65亿元 ;投资回收期和贷款偿还期均在项目建成后 5年左右。与低温核供热堆用于冬季供暖相比 ,其经济效益有非常明显的改善。同时 ,在经济发达地区的工业开发区 ,利用核能进行工业供汽和发电 ,对城市环境污染的改善将起到非常积极的作用 ,并能缓解我国北煤南运的运输紧张局面     

Thermal-hydraulic Stability Analysis of Nuclear Heating Reactors

Ｔｈｅｒｍａｌ－ｈｙｄｒａｕｌｉｃＳｔａｂｉｌｉｔｙＡｎａｌｙｓｉｓｏｆＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒｓＬｉＪｉｎｃａｉ（李金才）；ＧａｏＺｕｙｉｎｇ（高祖瑛）；ＺｈａｎｇＺｕｏｙｉ（张作义）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒ...     

行政许可与第三人利益的保护

《行政许可法》中对于第三人利益的保护存在缺陷，即没有明确规定行政机关怠于监管而造成第三人利益损害的行政赔偿责任，从现实需要来看，在《行政许可法》中明确规定该赔偿责任十分必要。应该借鉴英国行政法中判断行政机关的裁量行为是否正当的标准——合理原则对《行政许可法》的有关条款加以完善。     

核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

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。     

论行政许可默示批准制度的不合理性

通过分析现行《行政许可法》中的行政许可延续申请的默示批准制度,指出默示批准制度存在许多不合理的地方,主要是与设立和实施行政许可的目的不一致;不一定有利于保护行政相对人的利益及公共利益;不利于对违法人员的责任追究等。从而得出结论：行政许可延续申请应以默示驳回为原则。     

2018年核能科技热点回眸

 盘点了2018年核能科技重点领域所取得的重要研究与工程进展,重点介绍了第四代反应堆、核电站项目建设以及退役方面的最新状况。总体情况显示,核能仍是全球能源结构中的关键一环。随着新一代核能设施研发和核退役部署,有望进一步确保和发挥核能的关键作用。     

Loss of Coolant Experiments for the Test Nuclear Heating Reactor

ＬｏｓｓｏｆＣｏｏｌａｎｔＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔｓｆｏｒｔｈｅＴｅｓｔＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒＭａＣｈａｎｇｗｅｎ（马昌文）；ＢｏＪｉｎｈａｉ（博金海）；ＪｉａＨａｉｊｕｎ（贾海军）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴ...     

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。     

Investigation on Dynamic Character of Thermohydraulic TestSystem

介绍了用阶跃响应法研究热工水力学实验系统的动态特性。给出了热工水力学实验系统不同工况下的动态特性参数。在诸如系统辨识、核反馈实验等含有动态过程的模拟实验中，这些参数是必须考虑的。该实验是在ＨＲＴＬ热工水力学实验系统上进行的，系统的动态响应是用阶跃信号响应描述的。实验结果为其他动态过程实验提供了基础数据。     

核供热堆海水淡化系统的热工水力学特性

针对与低温核供热堆相耦合的竖管多效蒸发海水淡化系统 ,建立了物理数学模型 ,探讨该系统的热工水力学特性。采用等温差和分段等面积两种温差分配方案对系统进行设计。分析了系统各效的蒸发器和预热器面积、平均换热系数以及淡水产量等随效数的变化规律。结果表明 ,经过适当的温差调整 ,两种方案下产水比都可以达到 2 0以上 ,但等面积温差分配设计方案在系统的建设上将更具优势。本工作可以为大型竖管多效蒸发海水淡化系统的设计提供理论指导和基础数据     

核供热堆正常运行时气载放射性释放的计算方法

核供热堆要建在城市附近为城市居民供热，因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点，提出了该种堆型在正常运行工况下气载放射性流出物向环境释 放的６种主要来源，即元件破裂监测系统定期取样监测排放、反应堆压力容器上部气空间的泄 漏、主回路水的泄漏、反应堆舱室中空气的活化、安全壳中气体的活化、废气系统的排放。并推 导出它们的计算公式。     

49-2池式供热堆间歇供暖运行模式仿真

目前,燃煤锅炉是中国采暖的主要方式,也是造成空气污染的重要原因之一,核能可以替代燃煤锅炉,减少空气污染.同时,供暖过程中,更优化的运行模式一直是供热领域研究的课题之一,间歇供暖是一种常见的燃煤锅炉供暖模式.为了研究核能间歇供暖的可行性,以49-2池式供热堆为研究对象,基于MATLAB/Simulink软件平台,采用集总参数法建立池式反应堆供热系统仿真模型,利用DeST软件对房间热负荷进行计算建模,并利用试验数据对模型进行了验证.通过仿真,验证了核能间歇供暖运行模式的可行性和适用性.该模式减小了室内昼夜温差、提高了供热品质、降低了运行成本.     

R&D and Reliability Analysis of a Digital Protection System for Nuclear Heating Reactors

This paper discusses a scheme of digital Reactor Protection System (RPS). Advanced parallel processing channels, consisting of a microprocessor-based unit and a General Array Logic (GAL)-based unit have been configured in each of the redundant trains to eliminate the risk of common-mode failure of digital RPSs through the way of diversified equipment. Also several digital techniques are also applied to improve the system design. For example, the Voltage/Frequency (V/F) converter is applied to achieve the digitization of the measurement channel. GAL components greatly simplify the hardware circuit design. Two types of communication buses are designed to improve the reliability of data transmission. By all these means, the reliability of RPS can be expected to achieve a great improvement.