5MW核供热堆报警系统的改进

采用欧姆龙可编程控制器改进5MW核供热堆报警系统,克服了原报警系统元器件老化、工作不可靠、功能不够完善的缺陷,提高了报警系统的可靠性和报警功能,改善堆运行的安全性和可靠性。     

低温堆上空腔失水事故模拟实验研究

叙述了位于低温堆上空腔位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故研究。在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的上空腔小破口失水事故进行了模拟实验，分析了小破口失水事故发生后，系统运行重要参数的变化，给出了上空腔小破口失水事故对低温安全性的影响。     

池式低温供热堆选址阶段的辐射影响评价撤回

为保障池式低温供热堆的顺利开展，对其选址阶段正常运行和事故工况可能造成的辐射影响进行评价，并对推进池式低温供热堆示范工程落地提出建议。根据现行的法规标准，结合池式低温供热堆的特点，选取适宜的评价准则。通过反应堆特性、工程设计方案、文献数据和运行经验，分析正常运行的排放源项。在池式低温供热堆的固有安全性、小型堆技术安全目标的基础上，确定事故源项。讨论评价中遇到的法规标准、核素筛选、参数取值等问题。正常运行工况下，放射性气载流出物的大气扩散及对公众的剂量采用高架连续点源模式估算。事故工况下，以全堆芯燃料包壳破损事故作为选址假想事故，采用USNRC RG1.194提供的ARCON96程序估算各时段的大气弥散因子。结果表明，正常运行工况下，气载流出物排放对公众的最大个人有效剂量为7.3×10^-7 Sv/a,小于剂量约束值0.1 mSv/a。事故工况下，厂址边界处公众个人(成人)的最大有效剂量为1.43 mSv,甲状腺当量剂量为4.3 mSv,均小于场址边界上公众个人的有效剂量控制值10 mSv和甲状腺当量剂量控制值100 mSv。池式低温供热堆在正常运行和事故工况下对公众...     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。     

泳池式低温供热堆选址假想事故及其源项研究

<正>泳池式低温供热堆(简称供热堆)是针对北方城市供暖需求开发的一种安全经济、绿色环保的新型供热系统。现在计划建造供热堆示范工程,需确定选址假想事故及其源项。供热堆堆芯位于水池底部,始终处于淹没状态;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆;停堆后不采取任何余热冷却手段,堆水池内的水可确保堆芯长时间不裸露。针对供热堆的设计特点,从超设计基准事故分析和概率     

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。     

失水事故排放过程中的不稳定性

叙述了低温供热堆发生上空腔小破口失水事故后，自然循环系统的不稳定性，揭示了在排放过程中，由于冷却剂闪蒸现象引起的系统两相流不稳定性，以及在排放不同阶段中流量振荡特性。     

5MW低温核供热堆制冷试验研究

在５ＭＷ低温核供热堆上，使用国产新研制的蒸汽双效溴机进行了５ＭＷ低温核供热堆制冷系统的制冷试验。试验表明，该供热堆制冷具有热源参数稳定，对外负荷变化的跟随性和自稳定性皆好等优点，该制冷系统的制冷试验成功，为商业化核制冷工程的设计、建造及运行提供了宝贵的技术数据和运行经验。最后，还介绍了供热堆制冷系统实施的热电联供及制冷综合利用方案和供暖与制冷综合利用方案。     

200MW低温核供热堆研究进展及产业化发展前景

低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有完全自主知识产权的高新技术。200MW壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非能动安全系统和水力驱动控制棒等先进技术,具有安全性高、运行可靠、放射性隔离措施完善,可在热用户附近建设等特点。低温核供热堆技术应用领域广泛,其推广应用具有良好的社会效益和经济效益,尤其是核能海水淡化技术的应用,将是解决淡水资源短缺的有效途径之一。本文简要介绍了2200MW低温核供热产业化示范工程的概况、研究进展,总结了核供热堆的主要技术特点,并给出社会经济效益分析和应用前景展望。     

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。     

200MW核供热站SPDS及其设计技术

描述了２００ＭＷ低温核供热站ＳＰＤＳ系统。着重讨论了系统的基本功能，系统的结构，安全监测参数的分析选择及ＳＰＤＳ的显示画面设计等设计问题。     

5MW低温供热反应堆微沸腾运行启动可行性研究

文章用RETRAN-02程序,对清华大学核能技术研究所设计和建造的5MW低温供热堆的微沸运行启动方式进行了较为系统的研究;分析了控制反应性引入速率、主回路蒸汽冷凝量大小及主回路对外总传热量的大小对启动稳定性的影响。结果表明,在一种新颖的启动方式下,只要对反应堆的某些特定参数作适当的实时控制,反应堆就能从单相向两相微沸运行方式稳定过渡。     

200MW核供热堆余热排出系统排热能力及共影响因素分析

运用一维流体动力学模型200MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明：余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素,主换热器与空冷器间的高度差的影响次之。     

应用GAL器件改进200 MW核供热堆保护系统的研究

通用阵列逻辑ＧＡＬ器件是可以由用户定义其逻辑功能的新型逻辑器件,它的出现使数字电路设计发生了深刻变革。本文介绍了应用ＧＡＬ技术改进２００ＭＷ核供热站保护系统的研究。     

200MW供热堆余热排出过程的分析

２００ＭＷ供热堆采用自然循环的余热排出系统，具有非能安全的特点，程序ＴＲＡＣ－ＰＦ１采用了带有不凝气体场的两相二流体可非平衡态的流体力学模型，被用于余热排出系统的分析，但是，供热堆系统和压水堆核电站不完全相同，在将这部程序用于供热堆分析时，做了一些修改和补充，例如补充了流体横掠冲帽管束的传热计算式和阻力损失计算式等等，分析结果表明：自然循环的余热排出系统能够保证供热堆的停堆安全。     

5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。     

核动力系统模拟技术的研究

简要回顾了清华大学核研院在系统模拟技术方面所开展的主要工作，重点介绍了基于ＲＥＴＲＡＮ－０２程序研究开发的２００ＭＷ核供热堆紧凑型模拟器和基于网络计算技术的开发的１０ＭＷ高温气冷堆网络并行模拟原型系统。     

中频供电微机自动监测系统的研究与实现

提出了一种基于串口通信服务器的新型分布式中频供电自动监测系统的设计方案,并详细地阐明了系统的实现原理方法及关键技术。该系统利用了串口服务器的实时控制转换功能,实现了双机备份冗余数据采集功能。新装置采用网络自诊断技术及光电隔离通讯接口,提高了通讯抗干扰能力,通讯采用报警信息数据优先发送及重复循环发送等技术,克服了原监测系统网络通信速度慢的弊端,增强了供电监测系统报警反映的快速性及可靠性。经现场实际运行表明,新供电监测系统比原系统功能更加完善,使用更加方便,具有更高的可靠性和稳定性,报警更加迅速,而且便于事故后故障分析等优点,同时还具有很强的系统扩展能力及推广价值。     

秦山核电厂原理模拟器

本文介绍了秦山核电厂300Mw 机组培训用原理模拟器的模拟范围、功能以及硬件、软件配置。本模拟器能演示核电厂及其系统的基本原理,能进行正常运行工况的基本操作,能模拟20种类型的故障和200多个故障点。模拟器有优良的教员控制功能和丰富的图形、曲线显示等能力。它是我国自行研制的第一台核电厂原理模拟器,并已于1991年初交付使用。