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.     

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

Research and Development of Nuclear Heating Reactors in China

ＲｅｓｅａｒｃｈａｎｄＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒｓｉｎＣｈｉｎａＷａｎｇＤａｚｈｏｎｇ（王大中）；ＺｈｅｎｇＷｅｎｘｉａｎｇ（郑文祥）；ＬｉｎＪｉａｇｕｉ（林家桂）；ＭａＣｈａｎｇｗｅｎ（马昌文）；ＤｏｎｇＤ...     

两相流稳定裕度

进行了用相关分析系统辨识方法判别两相流稳定裕度的实验研究。由于采用了该实验方法使两相流动稳定性实验研究方法建立在控制理论基础上，可以在系统正常运行工况下判定两相流稳定裕度及其动态特性，对核供热堆的两相流稳定性预报有实用价值，实验是在核供热堆热工水力学模拟实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，实验结果对两相流动态数学模型的建立与验证提供基础数据。     

用ATHLET程序分析NHR-5功率自跟随实验

ATHLET是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了全面评估ATHLET程序应用于清华大学核能与新能源技术研究院建造5MW低温核供热实验堆(NHR-5)的适用性,该文建立了5MW低温供热堆的ATHLET输入模型,以功率自跟随实验为模拟对象进行验证性计算分析。将结果与对应的实验结果、RETRAN-02程序的计算结果进行比较。曲线显示:反应堆上腔体压力、堆芯入口温度的ATHLET计算值和实验值之间的差异分别达到2×10-2M Pa和2.5K。分析结果表明,燃料元件表面过冷沸腾的空泡反应性反馈对取得良好的模拟计算结果有重要作用。     

Fuel Assembly Arrangement Optimization for NHR-200

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

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     

Loss of Coolant Experiments for the Test Nuclear Heating Reactor

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

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

用低温核供热堆进行海水淡化

本文论述了用核能作为海水淡化能源对于减少环境污染的重要作用。在这方面，低温核供热堆是一种合适的堆型。多效蒸馏法是目前最有发展前途的一种海水淡化工艺。水平管液膜蒸发器具有先进的综合指标，是可供优先选择的一种蒸馏设备。     

低温供热堆换热器的实时仿真研究

根据200 MW低温供热堆换热器的非标准结构特点,在流体以三次叉流自然循环方式冲刷一次侧管束的情况下,建立了合理的数学物理模型.通过编制程序,应用组合的效能 传热单元数法和平均温压法 2 种方法,对各控制体进行了传热特性分析.该程序能准确地计算出换热器两侧的功率、流量、温度耦合变化的相互影响,求得换热器两侧各控制节点的温度变化规律.结果表明:求解非刚性方程的阿当姆斯数值方法的计算速度要快于求解刚性方程的吉尔方法,2种计算方法的误差不超过 5%.证明了阿当姆斯方法更适合低温供热堆的换热器实时仿真.计算仿真为200 MW低温供热堆的设计和安全运行提供了可靠依据.     

漂移模型参数对两相流分析的影响

分析了５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５中的两相流及两相流稳定性特性。指出在采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型分析时，空泡份额分布参数Ｃｏ及漂移速度Ｖｖｊ的选择对系统稳态及动态分析结果都会产生很大的影响。其中Ｃｏ对稳态流量的计算结果影响不大，通常可以忽略。在Ｖｖｊ为０．０～０．６ｍ／ｓ的范围内，Ｖｖｊ对稳态流量的计算结果有６％的影响，但对加热段出口空泡份额的影响却有５３％。均匀流模型（Ｃｏ＝０．０，Ｖｖｊ＝０．０）与漂移流模型（Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８）对两相流稳定边界的预测相差１５％。本研究选用Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８。漂移模型对系统稳态及动态的分析结果都与实验值相吻合。     

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.     

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。     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

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。     

Licensing of the Construction Permit of the NHR-200

ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＩｎｏｒｄｅｒｔｏｍｉｔｉｇａｔｅｔｈｅｐｒｏｂｌｅｍｓｏｆｅｎｅｒｇｙｓｈｏｒｔａｇｅ，ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｐｏｌｌｕｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｏｖｅｒｂｕｒｄｅｎｅｄｔｒａｎｓｐｏｒｔａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｓｉｎＣｈｉｎａ，ｕｎｄｅｒｔｈｅｓｕｐｐｏｒｔｏｆｔｈｅｓｔａｔｅ，ｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｈｅａｔｉｎｇｒｅａｃｔｏｒ（ＮＨＲ）ｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙｔｈｅＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（ＩＮＥＴ），ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉ…     

分岔理论及其在热工流体系统两相流动稳定性研究中的应用

介绍了动力系统的分岔理论的原理及稳定性判别方法，指出热工流体系统的耗散性和非线性因素，最后结合两相自然循环流动稳定性的一个计算实例，将理论计算结果与实验作了比较，两者吻合较好，证明应用分岔理论分析热工流体系统两相流动稳定性是可行的．     

核供热堆压力壳、钢安全壳套装工艺

采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套装的新课题。该文以系统工程的方法和观点全面分析了压力壳、钢安全壳套装的关键技术问题 ,在国内外均无可借鉴经验的情况下提出套装工艺 ,并在已投入运行的 5 MW低温堆工程中得到应用。应用结果表明该套装工艺安全、可靠 ,具有良好的可操作性和独创性。对反应堆压力容器套装工艺的研究 ,对于积累核设备设计、制造和安装经验 ,制定相应的技术标准 ,推进核供热技术产业化具有一定意义