200MW低温核供热堆应急电力系统的可靠性分析

简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证出现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。     

200MW低温供热堆组件群参数计算方法的比较

介绍了200MW低温供热堆组件中子学计算中使用的两种程序方法:1)输运理论SN方法;2)穿透几率方法.做了两种方法特点的分析比较,并做了例题的校算.通过对理论模型和处理方法的分析,以及实例结果的比较,两种方法各有特点,都适于低温供热堆组件中子学计算,提供较好的群常数和组件内功率分布.     

200MW核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

实验研究承２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成，采用１：１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同，研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（φ５０－φ１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ－２００的热工水力学设计 。     

从5MW THR的环境影响看低温核供热堆的厂址选择

通过分析5MW THR 正常运行和事故工况下放射性释放对环境的影响,说明低温核供热厂址可建造在城市附近,离城市边界的距离为2km,禁区半径为250m。     

低温供热堆断电事故（ATWS）分析

文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。     

5MW低温核供热试验堆（5MW THR）

本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理想热源。     

低温核供热堆保护系统的研究

高可靠性的保护系统是核供热堆安全可靠运行的重要保证。本文介绍了围绕核供热堆保护系统所开展的设计和研究工作。着重讨论了核供热堆的安全特性;保护系统的功能,保护参数的选择以及保护系统的基本结构。最后简要介绍了目前正在进行的一种新型保护系统的设计方案。     

5MW THR燃料组件

本文介绍了5MW THR 燃料组件的设计原则、设计特性及其结构。并对其性能进行了分析与评价。     

空气中吊蓝结构的振动特性分析

由于反应堆吊蓝结构复杂,采用有限元法对其进行动力分析时,很难直接对结构的所有细节都作真实模拟。为此,根据吊蓝结构及动力分析的特点,对吊蓝结构的支承边界条件和局部复杂结构作了必要的简化,建立了两类简化模型。同时,计算了两个试验模型的振动特性。经对计算频率值与试验实测频率值的比较表明：本吊蓝支承边界条件及局部结构的简化方法是合理、可行的。     

反应堆吊篮流致振动响应分析中的理论研究

在秦山核电二期工程设计中,采用了实验和理论分析结合的方法对堆内构件流致振动问题进行研究其中,吊篮流致振动理论分析使用了一种特殊的方法：本文介绍了该方法的分析过程．推导了其理论基础．提出了使用限制条件．并对其在秦山二期工程中的适用性进行了研究。本文认为．该方法有一定的理论依据．如能满足文中提出的前提条件,可应用于工程设计。秦山二期的工程实际在同时满足这些前提条件上可能存在一些局限性．在激励谱的特性、阻尼和非线性因素影响等方面应开展进一步的理论和工程应用研究。     

核反应堆吊篮振动引发中子噪声的实验研究

利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究.在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动.在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3～10μm.对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减.对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨.研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别.随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz～70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz～110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110～180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180～190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz～150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰.由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz.     

中子噪声在核反应堆吊篮振动监测中的应用研究

通过对临界装置堆芯吊篮激励振动引发中子噪声实验得到的功率谱密度(PSD)进行分析,证实了从中子噪声PSD中获得吊篮振动特性(各阶特征频率)是可行的,并给出了中子噪声探测器PSD幅度与吊篮振动幅度之间的比例因子(刻度因子)的计算方法.针对临界装置测量获得的中子噪声PSD和吊篮振动PSD,实际计算了对应吊篮各阶振型的刻度因子.本文证实,可以通过中子噪声分析,给出吊篮结构的振动频率和振动位移,证实了中子噪声在堆内构件振动监测领域的有效性.     

核反应堆压力容器可靠性分析

本文介绍了反应堆压力容器可靠性的概率分析方法。其主要内容包括初始裂纹、裂纹扩展、载荷条件和物性参数等的概率分布.     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

反应堆控制系统可靠性动态分析

该文运用动态逻辑分析技术,编制了DYLAM计算程序。对导致反应堆控制系统故障的事故序列进行了识别,计算了该系统顶事件的概率。最后将动态逻辑法与可靠性分析中常用的故障树分析法作了比较。     

NHR—200堆芯旁通区三维流动传热数值分析

应用三维CFD软件PHOENICS－3．2,计算了200MW低温供热堆（NHR－200）堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同档板布置方案下的流场和温场,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影响不大,不会改变主流方向。在计算区域内,除主流外,还有由堆芯旁通区的下部流通面积突扩造成的一回流区及上腔室堆芯出口流通面积突扩和自然对流而形成的一大回流区。加挡板可阻挡上部大回流区对堆芯旁通区的影响,降低堆芯旁通区流体温度的变化。     

基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。