池式堆供热系统建模与仿真方法研究

以低温、常压的池式堆供热系统为研究对象,经过系统划分和对实际物理设备进行合理简化和假设后,建立了覆盖其基本功能的动态数学模型。该模型包含点堆中子动力学模型、热工水力学模型及堆外热力设备模型。本文基于vPower仿真平台对该模型进行了论证,仿真结果表明该模型能正确反映池式堆供热系统的动态特性。该仿真模型可进一步用于研究运行工况及验证设计数据的合理性。     

200MW池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２，对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明，瞬态参数都在安全测则的规范之内，显示出良好的池式堆的安全特性。     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀，为检验其安全性，选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故，使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明，DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应，即SBO-ATWS事故后，由于燃料和冷却剂温度升高，引入负反应性，可使反应堆实现热停堆；事故后，通过非能动方式开启自然循环瓣阀，可建立稳定的自然循环，将堆芯衰变热导出至堆水池内，验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

400 MW低温供热堆功率调节系统仿真研究

随着日益增长的居民供暖需求，以及对环保的重视，核能供热以其显著减排、供热量大、安全性高的优点，对保护环境、减少污染、缓解燃煤需求等具有积极意义。通过以400 MW低温供热堆一回路中间热交换器为仿真边界，依回路建立各部件的数学模型，基于Matlab/Simulink软件平台建立上述模型的仿真模型。通过设置功率阶跃适应负荷变化，研究低温供热堆控制系统调节能力及一回路负荷跟踪能力。仿真结果表明：低温供热堆一回路功率调节系统跟随负荷变化调节性能良好，控制系统对反应性扰动的响应良好，对于以后设计低温供热堆的运行方式，可考虑负荷运行。     

5MW核供热堆的控制模型

从分析５ＭＷ核供热堆的物理过程入手，以集总参数的形式，建立了适用于研究该堆控制方式的简化模型，导出了各环节的传递函数，并以实验和分析相结合的方法为各参数赋值。实验曲线表明该模型的动态特性与实际系统相近。     

基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究

为了使更多的技术人员形象地了解低温堆供热站的原理，在国际原子能机构的支持下，清华大学核能技术设计研究院研究开发了基于微机的２００ＭＷ低温核供热堆模拟器。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型，点中子堆物理以及控制系统模型，能对核供热堆稳态运行、瞬态过程和事故进行仿真，仿真精度接近系统分析结果。在奔腾或以上的微机上，ＷＩＮＤＯＷＳ９５／９８／ＮＴ操作系统下，能对过程进行实时仿真，而且大多数过程能达到     

10MW高温气冷堆的集总参数动态模型

应用基本的质量、能量和动量守恒原理，建立了10MW高温气冷堆的动态数学模型。该模型采用了集总参数的建模方法，将反应堆按照不同热工水力学属性划分为多个节块，并采用了具有6组缓发中子的点堆中子动力学公式。对建立的模型进行了动态仿真。结果表明，所建立的模型能够用来进行反应堆的动态特性仿真。     

200MW 核供热堆的非线性动态模型

本文为２００ＭＷ核供热堆建立了一个用于大功率运行范围控制系统仿真的非线性动态模型。模型除了采用点中子动态方程、集中参数的慢化剂温度和燃料温度负反馈等压水堆控制系统常用的建模方法之外，为了使模型适用于大功率运行范围，还重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响，以及二回路流量变化引入的非线性。仿真结果表明，模型具有较高的精度，可用于控制系统仿真。     

船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块设计

船用堆运行中功率频繁、剧烈变化需要自动控制棒频繁调节。针对该特点及现有反应堆系统微机仿真程序存在的控制棒反应性描述不合理、不准确的问题,设计了船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块。该模块作为船用堆物理热工参数快速计算Simulink程序的子模块,应用于船用堆典型动态过程仿真表明：该模块能够模拟动态过程中的自动棒棒位和相应的动态反应性,适用于船用堆物理热工参数快速计算,对船用堆动态过程的仿真和物理热工参数快速计算有重要意义。     

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明：针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。     

泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计

本文设计了在泳池式轻水反应堆（简称泳池堆）内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算，对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟，得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算，使用ANSYS CFX进行了数值模拟，得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度，并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造，并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘设计，将辐照装置与泳池堆之间进行绝缘。在线圈处预埋铠装热电偶，对线圈温度进行实时监测。在泳池堆内对电磁线圈进行辐照试验，结果表明，本文设计的辐照装置能满足电磁线圈在泳池堆孔道内进行辐照试验的要求，并可对电磁线圈进行实时温度控制。     

天然靶制备 ~(153)Sm 照射条件研究

在重水研究堆和轻水游泳池反应堆中，对不同靶型天然丰度的１５２Ｓｍ靶照射条件进行了研究。实验结果表明：在游泳池反应堆宜于采用液体靶照射，１５３Ｓｍ的比活度比在重水研究堆中采用固体靶提高了２倍；天然钐靶照射后１５３Ｓｍ的核纯度大于９９％，满足临床治疗使用要求。     

钠冷快堆系统程序FR-Sdaso开发

为解决600 MW示范快堆（CFR600）事故分析和工况设计中的实际问题，自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso，其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统，主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型，汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型，泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证，结果表明，FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前，FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。     

Development of System Code FR-Sdaso for Sodium cooled Fast Reactor

To solve actual problems in the accident analysis and working condition design of the 600 MW demenstration fast reactor (CFR600), the sodium-cooled fast reactor (SFR) system code FR-Sdaso was developed, which could be used to model the reactor core, primary system, secondary system, tertiary system, quadruple system and the decay heat removal system of the SFR. The physical models can be divided into three categories: The models for nuclear island equipment including point reactor model, single-channel core thermal model, multi-zone sodium pool model and four-zone steam generator model, etc., the lump parameter models for conventional island equipment, including turbine, condenser, feed water heater, deaerator, etc., and the general models for pump, valve, pipe and control volume. Preliminary V&V work for FR-Sdaso was conducted, and the results show that FR-Sdaso can be used to analyze the transient conditions of the whole plant and typical SFR accidents such as overpower, loss of flow, and loss of heat sink. FR-Sdaso was used in the design and safety analysis of the CFR600.     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中，由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响，会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性，这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响，本文采用不确定性量化的方法，以反应堆系统为研究对象，开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性，利用最大熵原理，建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后，应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样，并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后，以样本数据为基础，考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响，开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现，结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

Economic feasibility of heat supply from simple and safe nuclear plants

Use of nuclear energy as a heating source is greatly challenged by the economic factor since the nuclear heating reactors have relative small size and often the lower plant load factor. However, use of very simple reactor could be a possible way to economically supply heat. A deep pool reactor (DPR) has been designed for this purpose. The DPR is a novel design of pool type reactor for heat only supply. The reactor core is put in a deep pool. By only putting light static water pressure on the core coolant, the DPR will be able to meet the temperature requirements of heat supply for district heating. The feature of simplicity and safety of DPR makes a decrease of investment cost compared to other reactors for heating only purposes. According to the economical assessments, the capital investment to build a DPR plant is much less than that of a pressurized reactor with pressure vessels. For the DPR with 120 or 200 MW output, it can bear the economical comparison with a usual coal-fired heating plant. Some special means taken in DPR design make an increase of the burn-up level of spent fuel and a decrease of fuel cost. The feasibility studies of DPR in some cities in China show that heating cost using nuclear energy is only one third of that by coal and only one tenth of that by nature gas. Therefore, the DPR nuclear heating system provides an economically attractive solution to satisfy the demands of district heating without contributing to increasing greenhouse gas emissions.     

Simple and safe deep pool reactor for low-temperature heat supply

The deep pool reactor (DPR) is a novel design of pool type reactor for heat only supply. The reactor core is put in a deep pool and it is within the low working temperature range. By only putting light hydrostatic pressure on the core coolant, the DPR will be able to meet the temperature requirements of heat supply for district heating and seawater desalination.

This paper will cover its design characteristics and main conclusions of safety analyses and economic evaluation. The nuclear heating system provides a safe feasibility and economically attractive solution for supplying low-temperature heat and reducing greenhouse gas emissions.     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

多孔介质方法在池式快堆系统分析软件SAC-CFR三维钠池计算模型中的应用

为准确分析池式快堆热钠池内的热工水力学特性,在已开发出的用于池式快堆系统分析的钠池三维计算模型的基础上,应用多孔介质方法建立钠池内中间热交换器、主泵、事故热交换器及屏蔽柱模型,完成了含有多孔介质模型和复杂几何边界的钠池三维计算模型开发。将该模型嵌入池式快堆系统分析软件SAC-CFR后,分析了中国实验快堆在稳态运行和紧急停堆工况下钠池内的流场分布,初步证明了所采用的多孔介质模型的合理性,为下一步非能动余热排出系统模型的开发做准备。     

Synthesis of Li2O Single Crystal by Vacuum Fusion Technique

Detailed neutronics analysis on a tokamak fusion experimental reactor was performed. Neutronics responses of components in the vacuum vessel of a swimming pool type reactor were calculated by Monte Carlo method considering toroidal geometry, asymmetrical torus cross section, and neutron source distribution in plasma. It was found that the neutronics responses in the first wall and the blanket vary significantly in the poloidal direction. Effect of penetrations of neutral beam injectors on the tritium breeding performance was also evaluated in the analysis. The result shows that the effect is rather small in the present structure. As a result of the analysis, it becomes clear that modification of blanket structure and material composition should be done in order to improve the tritium breeding performance and to reduce the nuclear heating rate of the vacuum vessel in the divertor zone.