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第六届全国新堆与研究堆学术会议

召开年：2006
召开地：新疆伊犁
出版时间： 2006-08-25

主办单位：中国核学会;清华大学

会议文集：第六届全国新堆与研究堆学术会议

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1.嬗变堆概念设计
- 刘建阁;陈训刚;彭敏俊;尹三井
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文提出了反应堆乏燃料循环处理方案,介绍了通过化学反应使乏燃料中的长寿命元素(如锕系元素镎、镅、锔等)转变为稳定短寿命元素的过程,论述了几种嬗变堆的概念设计方案.设计结果表明:用嬗变方法处理高放射性乏燃料是可行的,研究设计嬗变堆为有效处理热中子堆乏燃料提供了合理的解决方案;某些材料、安全、远程自动控制、设计加工技术难度问题和主回路系统热工水力特性等仍有待继续研究.
2.美俄潜艇反应堆技术发展综述
- 刘新凯;吕襄波
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文以潜艇反应堆的基本要求为切入点,分析了美俄两国压水堆和液态金属反应堆的发展过程,总结了两国潜艇反应堆在不同的发展时期所表现出来的基本技术特征,提出了两国潜艇压水堆技术的发展特点.
3.铅冷快堆甲烷热裂解核能制氢的研究
- 林千;曹学武
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：核能制氢是综合利用核能的有效途径之一.在众多制氢方法中,有一种方法是利用高温反应堆使得甲烷热裂解产生氢气,这是一种环保的、原理简单的而且较有能效的制氢方法.本文简单介绍了目前世界上核能制氢的研究现状,比较了各种制氢方法的优缺点,并设想以铅冷快堆作为高质量热源供体的核能制氢方案,并通过实验研究了甲烷直接接触热裂解产生氢气的过程.实验结果表明,这种热裂解过程只产生氢气和碳.最后分析了氢气产生效率与直接接触反应温度、甲烷气体的流速以及在反应器内停留时间的关系.
4.先进高温堆的设计特征及研究现状
- 程章华;曹学武
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：先进高温堆(AHTR)是一种新型高温堆,它是由美国橡树岭国家实验室(ORNL)、美国桑地亚实验室及加利福尼亚大学联合研制开发的第四代反应堆.它的燃料采用石墨包覆颗粒形式,主回路冷却剂采用混合的熔融氟化物.先进高温堆的设计是现有技术新结合的成果.如高温低压熔融氟化盐冷却剂反应堆技术、阵列石墨涂敷颗粒燃料高温气冷堆技术、气冷和液体金属反应堆的非能动安全系统技术、高效率的布雷顿动力循环.本文阐述了先进高温堆的设计特征,并将其设计特征与其它高温堆进行简单比较.在对先进高温堆研究分析的基础上,对先进高温堆的研究现状进行阐述,包括对先进高温所遗留的问题和后续工作做了说明.
5.核能海水淡化技术概述
- 邓坚;曹学武
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：随着经济不断发展和人口迅速增长,淡水资源日趋紧张,核能海水淡化是一种具有竞争力的解决方法.许多国家都开始了核能海水淡化技术研究,并发展了一些专门用于海水淡化的核供热反应堆.在核能海水淡化方案中,比较成熟的有反应堆与多级闪蒸(MSF)、多效蒸馏(MED)和反渗透(RO)3种耦合方式.本文介绍了核能海水淡化的发展概况和技术特点.
6.铅冷快堆(LFR)最新研究进展概述
- 郭连城;曹学武
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：铅/铋快堆是第四代反应堆的6种主要堆型之一。铅/铋冷却剂具有较好的性能：与水和空气的化学稳定性、高的原子数、运行工况下较低的蒸汽压力和较高的沸点。不过,铅/铋冷却剂也存在一些缺点：功率密度没有钠冷快堆高；在高温情况下，铅铋冷却剂对热构件的腐蚀很严重.总结了当前铅/铋冷却剂与反应堆物质相容性的研究成果，也简要介绍了各国研究机构针对铅/铋快堆所进行的研究进展。
7.中子照相中CCD探测器的屏蔽方法研究
- 张松宝;中国工程物理研究院核物理与化学研究所;卢铁城;唐彬;窦海峰
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中子照相数字成像技术是目前中子照相技术的主流,数字成像系统的性能和使用寿命在射线场中深受影响,为了提高数字成像系统的性能、延长其使用寿命,需要采用合理的屏蔽方案对其进行屏蔽.本文通过实验研究给出了中子照相数字成像系统的屏蔽方案,为了验证其合理性,又做了理论分析、MCNP模拟分析以及与在国外文献中数字成像系统屏蔽方案的对比.结果表明,该方法合理可行.
8.冷中子散射实验设施
- 郑洲;胡春明
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：冷中子的应用越来越广泛,国外多数研究堆上都建立了冷中子应用实验室.冷中子应用实验室的相关设施主要包括:冷中子源、中子导管以及各种中子谱议.冷中子源是用以产生能量低于4.5MeV的冷中子的实验装置,中子导管将冷中子导出至各种中子谱议供实验所需.本文对冷中子散射实验设施的各个系统及其功能进行了描述.
9.秦山300MW核电站钋-铍启动源棒的研制
- 蔡善钰;张品源;高万善;杨健美;毛世奇;崔海平;孙玉华
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：钋-铍启动源棒系秦山300MW核电站压水堆的核心部件之一.为了确保压水堆的初次安全启动,成功地制造了一对210Po-Be启动中子源棒.突破了210Po原料收集、钋-铍源生产、源棒制造、质量控制、包装和运输等一系列技术难关.成品源棒的所有质控项目均达到或优于设计指标,圆满完成了我国第一座核电站首次启动的历史使命.
10.高温气冷堆备用停堆系统的发展历程与技术特点
- 陈文虎;黄志勇;刁兴中;周惠忠
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文简介了核安全法规对反应性控制的相关设计规定,概述了高温气冷堆、压水堆等堆型备用停堆系统的原理、功能、结构等技术特点,并着重对已建成的几座高温气冷堆的备用停堆系统进行分析、比较.以10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统为例,介绍了设计原理、试验方法及运行结果.探讨了备用停堆系统设计与研究的发展方向.
11.高温堆燃料元件循环次数对反应堆安全和反射层寿命的影响分析
- 董玉杰;李富;经荥清
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文以450MW高温气冷堆方案设计为基础,分析比较了燃料球3次、6次和10次通过堆芯的3种循环方案的功率分布、失冷失压事故中的燃料最高温度以及反射层寿命.结果表明,6次循环方案有足够的安全裕度,反射层的寿命能够满足要求,而且可以显著减轻燃料循环设备和燃耗检测设备的负荷.该分析结果对于高温堆燃料循环次数的选择具有参考价值.
12.中国实验快堆首次物理启动中的安全问题
- 田和春
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：由于快堆的物理特性(特别是反应堆动力学特性)和热工流体力学特性与热堆有明显区别,在中国实验快堆(CEFR)首次物理启动过程中有可能出现危及反应堆安全的一些事件.讨论诸如大反应性引入的严重后果、装料和首次临界试验中的盲区问题、流量超前原则、各种反馈反应性系数和动态参数的敏感性分析、异常事件的处理等.针对CEFR的具体情况,提出相应的安全措施.通过计算和分析,论证中国实验快堆在装料、初始临界和低功率试验阶段(B阶段)以及功率试验阶段(C阶段)的安全特性.
13.多层多头螺旋管换热器管外侧流动数值模拟分析:气流分布和热混合评估
- 段日强;姜胜耀;居怀明
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文通过对螺旋管束的精确几何构造，采用Fluent数值模拟计算了螺旋管外侧气体流动。通过数值积分得出了螺旋层间环形通道的流量分配，分析了边界间隙对流量分配的影响。在理论分析气流管层热弥散机理的基础上，定量给出了环形通道气流的对流弥散，通过在进口引入的温度尖峰，数值上定量评估了气流的热混合。计算结果与相关文献实验基本吻合。
14.CEFR全堆芯出口温度场的三维数值模拟
- 冯预恒;杨红义;乔雪冬;赵勇
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文应用大型三维流体力学程序CFX,模拟计算中国实验快堆(CEFR)全堆芯出口区域的温度场,研究其轴向径向的分布情况及规律,探讨成因,为调试期间堆芯出口区域的热电偶的合理布置提供依据和参考.
15.海洋条件下入口段和上升段对两相流动不稳定性的影响
- 郭赟;秋穗正;苏光辉;张友佳;贾斗南
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文对海洋条件下船用堆内并联多通道系统的两相流动不稳定性进行了初步研究.重点讨论了在摇摆海洋条件下并联通道入口段和上升段对管间脉动不稳定性的影响.以均匀流模型为基础,采用控制容积积分法建立了并联多通道分析模型,形成了系统方程组,同时考虑了摇摆海洋条件的影响.用吉尔方法对系统方程组求解,得到了并联多通道系统在海洋条件下的不稳定边界.发现在一定的海洋条件下、两相流动不稳定会同时出现在低含汽和高含汽率两个区域,在某些工况下高含汽率区域会出现倍周期现象.
16.非能动余热排出系统运行特性研究
- 郝亚雷;于雷;蔡琦
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文利用RELAP5/MOD3.2对非能动余热排出系统运行特性进行计算分析,计算结果表明,在失去全部电源事故时,该系统能够顺利地建立3个环路的自然循环运行工况,进而有效地导出堆芯的剩余释热;该计算获得了非能动余热排出系统重要参数随时间的响应规律.以上结论对小型核电站的非能动余热排出系统的运行具有指导意义.
17.新型核动力装置自然循环运行特性研究
- 于雷;郝亚雷;蔡琦
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文针对某新型核动力装置,建立核动力装置强迫循环与自然循环的理论计算模型,研制了相应的计算程序,并进行试验验证;对新型核动力装置典型工况下的自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算;计算与试验的结果均表明:对于某新型核动力装置,强迫循环向自然循环转换过程中环路的冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是能否建立自然循环运行工况的几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率增加幅度较大,反应堆周期较短.
18.10MW高温气冷堆稳态温度场的模拟计算
- 陈福冰;董玉杰;张作义
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文应用THERMIX程序,对HTR-10初装堆芯条件下满功率稳态实验运行时的温度场进行了计算.为了达到校核程序的目的,将计算结果与反应堆压力容器内实验测点的温度进行了对比,并对计算和实验结果之间的误差作了分析.结果表明,除个别点外,THERMIX程序能较好地模拟10MW高温气冷堆稳态温度分布.
19.铝包壳板型燃料组件水力冲刷试验研究
- 贾海军;姜胜耀;薄涵亮;张佑杰;曲新兴;闵刚
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文在水温100℃、板间平均流速7m/s的条件下,对铝制包壳板型燃料组件进行了累计50余天的冲刷试验,板型燃料组件是由元件生产厂家按实际燃料组件图纸、材料及工艺生产,核燃料为贫化铀.试验结果验证了板型燃料组件在较高温度水流长期下冲刷后的结构承载能力和结构完整性,证明加工工艺和水质等因素对燃料组件包壳材料腐蚀有重要影响,试验结果对板型燃料组件的最终设计提供了可靠的实验基础.
20.水压缸运动过程分析
- 秦本科;薄涵亮;郑文祥
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：水压缸的步进运动包括步升过程和步降过程,本文建立了水压缸步升过程的动力学模型,结合水压缸单缸步进性能实验数据,拟合得到了水压缸步升过程中运动阻力计算模型,该运动阻力是水压缸内套运动速度以及缸内压力的函数.利用水压缸步升过程理论模型计算所得的位移曲线与水压缸步进实验位移曲线吻合得很好,从而为水压缸步升运动过程的理论研究以及控制棒水压驱动机构步进运动时间的确定奠定了理论基础.
21.中国实验快堆主容器与保护容器在外压下的稳定性分析与评定
- 贺寅彪;张明;姚伟达
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中国实验快堆反应堆主容器充钠前需要抽真空,为保证其不发生屈曲失稳失效,要求进行外压下屈曲失稳分析和进行服役前的稳定性试验,以验证其具有足够刚度.本文按照ASME规范,采用有限元法和以小变形理论为基础的解析法,对外压下主容器的屈曲失稳条件、制造公差要求以及考虑最大不圆度情况下容器的应力等因素进行分析和评定.分析结果表明:中国实验快堆主容器在外压试验条件下,只要设备是严格按照设计技术要求和ASME规范的规定进行选材、加工、制造、焊接、检验和试验,不会发生屈曲失稳失效.
22.高温气冷堆支承滚柱组件的接触分析
- 孙立斌;王海涛;张振声
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：支承滚柱组件是高温气冷堆堆内金属构件的关键部件,它起着支承堆内构件重量、补偿上下结构之间的热膨胀差、从而达到在结构内避免产生过大的应力和变形的作用.本文依据以往HTR-10实验堆的设计、运行经验,针对新的示范电站项目,重新设计了堆内构件支承滚柱组件,在分析其结构特点和受载条件后,对结构进行了分析计算;由于支承滚柱组件的结构和受力特点,必须采用接触应力进行非线性计算,同时在分析过程中考虑了支承滚柱承担的静载、温度场变化等因素,较为系统地对支承滚柱组件进行了分析计算,并对计算结果进行了相应的分析和评价.计算结果用于结构的优化,最终达到相应设计准则和规范的要求.
23.先进研究堆板状元件应力分析与评定
- 谢永诚;梁星筠;张可丰;邓晶晶;姚伟达;窦一康;杨仁安
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：先进研究堆采用目前世界上先进的平板型燃料组件,其结构具有传热面积大、输出功率高、结构简单、稳定性好、便于装卸等特点.在符合规范和设计要求的前提下,以合理、经济、适度保守为原则,对板状元件进行了地震、流致振动、热应力和稳定性分析,得到了在各种载荷条件下的结构动态反应和应力.在地震分析中考虑各组燃料组件相互间的碰撞作用,流致振动分析中考虑了小间隙条件下的强流固耦合效应,热应力计算则保守地取燃料板与侧板间的局部热应力最大值.根据规范要求对各利载荷下的计算结果进行了载荷组合和评定,结果表明,CARR板状元件在各种载荷作用下的载荷组合和评定结果满足规范要求.
24.HTR-10GT发电机实验转子动力学特性研究
- 杨国军;徐旸;赵雷;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：10MW高温气冷堆氦气透平发电系统(HTR-10GT),是国家"十五"863计划重点项目.该系统采用氦气直接循环来代替现有的蒸汽循环,提高了发电效率.在其能量转换系统中,采用电磁轴承来支承转子.其中发电机转子长约3.5米,重约3.5吨,转速达3000r/min,已经建立了相应的实验台架.本文基于有限元方法,研究了发电机实验转子系统的动力学特性,分析了转子支承刚度与固有频率的关系,为电磁轴承控制系统的设计奠定了基础,同时也为大型磁轴承的研究积累经验.
25.平板型燃料组件流致振动分析
- 张可丰;谢永诚
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：平板型燃料组件与传统的棒状燃料组件相比具有传热面积大、输出功率高、结构简单、稳定性好、便于装卸等特点.但由于燃料板很薄、流道间隙非常小、板间流速较高,板状元件与冷却剂间存在强流固耦合效应,因此,必须对其进行流致振动分析.本文将结合试验数据对由21块燃料板组成的板状元件进行流致振动分析,计算时首先建立板状元件流固耦合的有限元模型并进行动态特性分析,在对试验结果进行比较和对模型进行调整后,将试验获得的流体脉动压力施加到有限元模型上,计算得到板状元件在流体作用下的结构动态反应,可供载荷组合和应力评定时使用.
26.先进研究堆堆本体应力分析与评定
- 张明;贺寅彪;姚伟达;张万平;徐定耿;秦承军;王柏松
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文是先进研究堆堆本体内主要部件应力分析与评定报告.它包括堆芯容器、重水箱和导流箱、衰变箱、垂直孔道、水平孔道、堆本体结构支承件的应力分析与评定及各腔室间的密封分析与评定.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.
27.HTR-10燃料元件的设计和制造
- 符晓铭;梁彤翔;唐春和
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：10MW高温气冷堆(HTR-10)使用球形燃料元件,其中的包覆燃料颗粒是高温气冷堆的第一道安全屏障.球形燃料元件的设计主要考虑满足反应堆设计要求和燃料辐照特性的要求.本文介绍了球形燃料元件的设计原则和参数,制造工艺和HTR-10燃料元件的制造检验数据.
28.中国实验快堆工程用管道阻尼器的特性和检验
- 李文宏;李静;唐龙
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：近年来,动力管道的安全问题正在逐渐引起管道运行单位的关注.在回路系统中,对于因偶然发生事件引起的动态响应,对需保护部件(如管道、泵等)的保护是通过阻尼器、刚性结构和其他动态支撑部件的工作来实现.在管道具有较大热位移的情况下,刚性结构限制了管系自身的热补偿能力,产生不利于管道安全的约束,为此使用阻尼器进行减振.中国实验快堆(CEFR)地处北京,地震要求级别比较高,在管道系统设计中采用了大量的阻尼器,要求对这些阻尼器进行性能检验.
29.高温堆电磁悬浮轴承实验转子在线动平衡研究
- 潘璐璐;徐旸;赵雷;于溯源;谷会东
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文以高温堆电磁悬浮轴承的研制为背景,展开了针对原理性过临界小转子的方法研究.本研究采用了振型平衡法和影响系数法及最小二乘影响系数法,在电磁轴承实验台架上,通过利用电磁轴承的传感器来对不平衡振动信号进行检测,实现了在无须拆卸电磁轴承转子和使用特殊动平衡仪的情况下,对该转子进行在线的动平衡调整.研究表明,在电磁轴承上应用该方法进行转子的在线动平衡是准确可行的,此种方法可应用于各种电磁轴承支承的转子.
30.高温气冷堆氦气透平磁轴承冷却优化初步分析
- 王岩;赵雷
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：电磁轴承是高温气冷堆二期工程立式氦气透平工程重要的组件之一.本文通过GAMBIT对磁轴承腔体进行建模,并使用CFD三维流场分析软件对其进行了温度场的分析.分析结果表明,对磁轴承系统进行冷却,可以有效地降低磁轴承腔体内的环境温度,有利于设备器件的工作.
31.10MW高温气冷堆氦气透平中电磁轴承传感器的设计和应用
- 赵晶晶;时振刚;赵雷;徐旸;查美生
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：在HTR-10GT中,透平和发电机由联轴节和减速箱连接,转子受到实际工作情况的限制,需采用无需润滑的轴承进行支承.电磁轴承具有无需润滑、无污染、寿命长等优点,克服传统轴承的需要润滑的缺点,是HTR-10GT转子支承的理想选择.每个转子通过两个径向和一个轴向电磁轴承实现悬浮.其中所有径向和轴向电磁轴承的位置信息是由位移传感器检测的.本文根据HTR-10GT对电磁轴承的特殊要求,对位移传感器进行了分析研究,并通过试验证明了其可行性.
32.高温气冷堆燃料装卸系统计数器电路及基于LabVIEW的计数软件的改进设计
- 李智慧;胡守印;梁锡华;黄鹏;苏升民
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：燃料元件装卸系统是10MW高温气冷堆(HTR-10)的关键系统之一,系统计数器采用了涡流传感原理设计.本文对原有计数器进行了优化,将恒压源激励改进为恒流源激励,并且激励源的幅值和频率均改进为可调,从而充分适应了现场情况的复杂性,增加了传感器的灵敏度.同时用DAQ技术同步采集燃料装卸计数系统的多路现场信号,在LabVIEW平台上开发计数软件,该计数虚拟仪器功能灵活、界面友好,能给出准确的过球计数.
33.高温气冷堆氦气透平特性的初步研究
- 任放森;杨小勇;黄志勇;王捷
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：建立在闭式布雷登循环理论基础上的高温气冷堆氦气透平直接循环发电系统是目前高温堆领域的发展方向,氦气透平是其中的关键部件之一.本文以高温气冷堆氦气透平为研究对象,运用逐级计算的方法,建立了一维计算模型.利用该模型对氦气透平在不同工况下的性能进行了计算分析,得到了通用性能曲线.在此基础上分析了不同进口温度对氦气透平性能的影响,为高温气冷堆氦气透平直接循环系统的特性研究提供参考.
34.不确定度理论在核电站安全壳泄漏率计算中的应用
- 詹淑文;常华健
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：泄漏率是核电站安全壳整体密封性试验测试的结果,多数采用的是用误差理论分析试验结果的可信度.本文尝试采用不确定度理论对其进行分析,介绍了不确定度分析的基本理论,探讨了关于安全壳泄漏率计算的不确定度分析模型,得出不确定度分量的评定方法,推导出合成不确定度和扩展不确定度.计算结果表明,压力在泄漏率不确定度计算中占有最大的分量,其次为温度和水蒸气分压.
35.中国先进研究堆池水净化系统设计
- 赵光辉;李清
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了中国先进研究堆(CARR)池水净化系统的功能、池水污染来源、技术指标、工艺方案和流程设计及系统设计的特点.在系统布置设计中,采用了PDSOFT piping配管软件建立了该系统的三维模型,提高了设计效率.
36.加快CEFR仿真研究发展的必要性
- 陈树明
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文通过了解当前国内外仿真技术的发展状况,介绍了仿真技术在核电站和研究堆的应用情况,阐述了CEFR要充分利用仿真技术的可行性和必要性.
37.基于PROFIBUS总线的反应堆测量装置冗余通讯技术研究
- 谷鹏飞;杨志军;黄晓津
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文针对反应堆测量装置冗余通讯的需要,根据反应堆测量装置的具体要求、目前技术发展水平,以及工业领域的应用情况,提出了反应堆测量装置的冗余通讯设计方案,搭建了以PROFIBUS总线为基础的实验冗余通讯网络.
38.核电站计算机辅助化规程的发展
- 刘飞;张志俭;彭敏俊;张德奎
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文对规程计算机辅助化技术在核动力领域的应用研究进行了评述,分析了规程计算机辅助化显示的特征,重点阐述了规程计算机辅助化用于正常操作、应急操作、规程产生和规程执行等方面的进展,对于规程计算机辅助化技术在实际应用中存在的问题提出了建议.
39.高温气冷堆布雷登循环动态调节方式的初步探讨
- 洒荣园;杨小勇;王捷
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆氦气直接透平循环是集经济性、安全性于一体的循环方式.本文基于高温气冷堆直接氦气透平循环做功及效率分析,揭示了其主要的影响参数,为调节手段提供了理论依据,分析了3种控制手段:氦气充装量调节、调节阀调节和透平入口温度调节,为高温气冷堆直接氦气透平循环动态调节打下基础.
40.HTR-10运行仪表与控制系统故障分析与处理
- 魏利强;梁锡华;胡守印
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：10MW高温气冷实验堆(HTR-10)采用了全数字化的运行仪表与控制系统--分布式计算机控制系统(DCS).本文着重分析了分布式计算机控制系统(DCS)在运行过程中出现的故障及其原因,并从系统故障维护、诊断与检修、处理方法等方面提出了改进措施和建议,为高温气冷堆的安全、可靠、稳定运行提供了保证.
41.中国先进研究堆应急供电系统设计
- 薛绥之;李振毅;金华晋
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了中国先进研究堆(CARR)应急供电系统的功能、组成,UPS的容量确定,1E级开关柜的老化试验和抗震试验.
42.新型研究堆数字化仪表控制系统的研究开发及实现
- 张良驹;张旸;王明珊;李铎;黄晓津;冯俊婷;安珍彩;于晖;曲容红;易章伏;钱达志
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：某新型研究堆的设计采用先进的全数字化仪表控制系统.本文介绍了该系统的功能、结构、基本组成和设计中所采用的可靠性技术;介绍了数字化保护系统工程样机的研制、质量鉴定和可靠性考验;介绍了控制系统的软件设计及功率调节系统的建模仿真实验.深入的研究和开发工作保证了新型研究堆数字化仪表控制系统的成功实施.
43.秦山二期扩建工程安全壳喷淋系统可靠性分析
- 白晋华;李兆俊
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文以故障模式影响分析(FMEA)和故障树分析方法(FTA)为基础,对秦山二期扩建工程安全壳喷淋系统(EAS)进行可靠性分析,建立了直接喷淋阶段和再循环喷淋阶段系统失效的故障树,并应用Risk-Spectrum分析软件对所建立的故障树进行定量分析与计算,获得了系统故障树分析结果,找出了可能导致系统失效的故障模式,并提出了改进建议,为秦山二期扩建工程EAS的设计奠定了基础.
44.构建新型压水堆核电厂安全设计思想体系
- 高贵翔;韩仁余;魏余东;伊雄鹰
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：新建压水堆核电厂的安全设计,是保证新建核电厂核安全的龙头,是新建核电厂设计的重中之重.安全设计指导思想及安全设计原则则是保证核安全的灵魂.本文从我国核电厂安全设计思想体系现状出发,就新建压水堆核电厂的安全设计思想体系、指导思想及安全设计原则的基本内涵进行了初步探讨,并就如何应用这些原则提出了初步建议.
45.无高压安注先进堆技术实验与研究分析
- 骆邦其;关仲华
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文首先使用法国的BETHSY无高压安注冷段10英寸破口的实验数据完成了CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序的实验验证分析,其实验验证分析的结果和法国原子能委员会的BETHSY/TEST-6.3无高压安注冷段10英寸破口实验的实验结果是非常一致的,证明CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序用于无高压安注LOCA分析的适用性和可靠性.其次,通过使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对900MW核电站进行了大、中、小失水事故进行分析,表明,在没有高压安注的情况下,反应堆的堆芯仍然是安全的.
46.快堆组件瞬时全堵事故相关的实验研究、模型开发与应用进展
- 王喆;曹学武
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：快堆燃料组件瞬间完全堵流(TIB)事故可能导致快堆堆芯结构材料和燃料的熔化并可能引发堆芯解体事故(CDA),因此,国际上开展了有计划的、大规模针对性研究.本文总结了TIB研究在国际上的进展,综述了TIB研究领域最重要的SCARABEE-N实验,介绍了与SC从ABEE计划同步开发的各种分析模型和程序,以及将SCARABEE实验成果用于其他程序的验证工作和应用情况.
47.中国实验快堆放射性钠火风险分析
- 杨健
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中国实验快堆一回路外的钠净化管道或阀门破裂会导致放射性钠火事故发生,其中309/1设备间的后果最严重.本工作属于反应堆二级概率安全评价范畴,通过建立事件树-故障树模型,获得了事故的厂内、外放射性风险,并找出风险支配因素,提出降低风险的相应措施.整个分析过程中应用了概率安全分析软件、池式钠火分析程序及高架点源气溶胶扩散程序,获得了事故序列发生频率、钠气溶胶排放量、各种情况下高架烟囱周围3公里范围内的剂量分布等定量指标.
48.反应堆系统功能共用对可靠性影响的分析
- 张永发;常华健;蔡琦
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：反应堆中,系统间的功能共用,可以减少设备,节约空间,有利于实现紧凑布置.在不采用硼溶液进行功率调节的压水堆中,补水系统和高压安注系统的功能共用是可能的.本文利用故障树分析方法对共用系统的可靠性进行了分析,结果表明:共用系统的可靠度处在10-3量级上,在可接受的范围内,系统共用没有显著影响反应堆的安全性水平,两个系统共用是可行的;并根据重要度和敏感度结果,分析了提高系统可靠性的措施,提出了建议.
49.核反应堆设备老化管理数据库应用系统的初步设计
- 何劼;许献洪
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文概述了构建核反应堆设备老化管理数据库应用系统的背景和意义,初步提出了老化管理数据应用系统的结构和功能模块,以及数据仓库和数据挖掘技术在此系统中的应用.首先建立数据库存储大量的反应堆设备数据,支持用户访问数据;然后在多个数据集的基础上构建以老化管理为主题的数据仓库,把长期的历史数据和对设备有影响的外部环境数据有效地组织起来,进行数据的集成;最后运用数据挖掘技术对数据进行分析和理解,提取出未知的、隐藏的有用信息,为核反应堆设备老化管理提供决策支持.
50.核安全审评监督中的规范标准问题
- 周善元
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文述及核安全审评监督中规范标准的4个方面:①规范标准是核安全审评监督的技术基础;②认真学习和正确理解规范标准;③严格按规范标准要求,不混用规范标准;④规范标准的要求和应用于工程判断.
51.研究堆的安全退役
- 邓浚献;李昕
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：为了保护工作人员和公众免受研究堆退役产生的放射性和非放射性核危害,并保证研究堆安全退役,必须有明确的安全目标并在各退役环节中采取安全措施.本文论述了退役安全目标和各项退役活动中的保障工作.
52.新堆设备的安全分级方法初探
- 钱永柏;童节娟;薛大知;赵军
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：核动力厂传统的确定论安全分级,将设备分为"安全相关"和"非安全相关"两大类.目前正在发展中的风险指引的设备分级方法,在传统安全分级的基础上,按照风险信息细分为"安全重要"和"低安全重要"2个子类,使安全分级更为细致和科学.本文针对下一代核动力反应堆安全性和经济性要求高、非能动安全系统和设备多、堆芯损坏频率低和大规模放射性释放频率低等特点,探讨了新堆设备安全分级中需要研究解决的问题.
53.高温气冷堆在进水进气情况下石墨氧化研究现状
- 喻新利;杨小勇;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：石墨材料具有良好的物理化学性能,在核反应堆特别是高温气冷堆中得到了广泛应用.石墨在高温气冷堆中既作为结构材料和慢化剂,又作为陶瓷型燃料元件基体材料,而且在高温下会与氧化性气体如O2、CO2和H2O等发生热化学反应,影响石墨材料的热机械性能.本文主要介绍了近年来对高温气冷堆进水、进气事故情况下石墨氧化研究现状以及事故工况下堆芯石墨材料氧化的计算方法,并介绍了石墨材料在正常运行工况下的氧化研究.
54.模糊数学在核安全文化评价中的应用研究
- 周涛;王万惠;熊冬庆;李悠然
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：基于INSAG-4的核安全文化理念,运用REPORT11提出的对安全文化有潜在高度影响的因素,即:商业环境、监管环境、组织环境、组织历史、员工特征、技术特征、民族文化和社会政治环境等以上8因素组成的筛选矩阵,建立以不同隶属度表达的评价等级.通过对隶属度的运算,得出对安全文化的总体评价.对总体评价和各分项评价进行比较.结果表明,模糊数学的应用使得安全文化的评价有一种符合实际和较为准确的描述,该方法是一种可开发、有前途的数学方法.
55.利用核电站乏燃料组建海水淡化堆的初步分析
- 杨长江;沈峰;袁履正;戴长年
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文分析了我国水资源缺乏现状,介绍了海水淡化技术及发展,指出核能应用于海水淡化的优势,重点分析了低温乏燃料供热堆海水淡化方案.低温乏燃料供热堆(SPFR)使用商用压水堆核电站卸出的乏燃料组件获得核能,实现了"三个零",即新铀资源零消耗,核燃料组件零加工费用,乏燃料零增量,使核供热系统的生产成本显著降低.反应堆为池式低参数设计,具有很高的固有安全性,与低温多效蒸馏装置相结合生产淡化水,有很好的经济性.乏燃料海水淡化装置,作为自主创新设计,符合国家方针政策,具有很好的发展前景.
56.铀氢锆脉冲堆脉冲运行特性的实验研究
- 袁建新;朱广宁
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：为研究脉冲棒发射时间、控制棒位置对脉冲运行参数的影响,本研究以理论分析为指导,在西安脉冲堆上进行了一系列的实验.本文对这些实验进行了系统地总结,取得了有价值的数据和结论,提出了降低脉冲发射气源压力的建议,可以在不影响脉冲峰功率的前提下,缓解对脉冲棒的冲击,为铀氢锆反应堆的脉冲方式运行、实验和应用提供了技术参考.
57.医院中子照射器-Ⅰ
- 李义国;夏普;高集金;王理玉;石双凯;郭诚湛;周永茂
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：医院中子照射器是专门为硼中子俘获治疗提供合适中子束的核反应堆装置,功率为30kW.反应堆采用235U富集度为12.5％的UO2芯体、Zr-4包壳作燃料,采用金属铍作反射层,轻水作慢化和冷却剂,自然循环方式冷却反应堆产生的热量.反应堆冷态后备反应性为4.5mk.在瞬间引入4.5mk反应性时,由于燃料元件多普勒效应和慢化剂的负温度效应会非能动地把功率限制在允许的安全水平之下,具有良好的固有安全性.医院中子照射器设计参数能满足硼中子俘获治疗要求.
58.一种新型电磁悬浮轴承-转子系统
- 沙宏磊;徐旸;石磊;赵雷
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：电磁悬浮轴承技术发展迅速,是10MW高温气冷堆氦气直接透平循环发电的关键技术之一,在其它诸多领域也有着广泛的应用前景.为了缩小轴承尺寸,设计了一种新型结构的电磁轴承转子系统.仅采用一个平面内的2组轴承作为支撑,对该平面上的两个自由度进行主动控制,其余三个自由度在主控平面内2组轴承的分力作用下实现被动的悬浮.通过实验,实现了系统稳定的静态悬浮,同时解决了轴向振动问题.实验表明该种设计能有效减小轴承尺寸,同时简化了轴承结构.
59.高温气冷堆氦气透平发电系统中的减速箱方案
- 盛选禹;朱书堂;张征明;王捷;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：在高温气冷堆氦气透平和发电机之间布置有减速箱.其作用是将氦气透平的转速降低到发电机转子所需要的额定转速.本文讨论了3种可供选择的减速箱方案:①一级圆柱齿轮减速方案,由一对高速齿轮、低速齿轮啮合传动;②行星架固定的行星齿轮机构;③内齿轮固定的行星齿轮机构.方案①的优点是结构简单,制造方便,运行可靠性高;缺点是设备体积大,输出和输入轴不同心.后两种减速箱结构基本相同.它们的优点是结构紧凑,设备体积小,减速比高;缺点为设备复杂、齿轮较多、设备运行时可靠性差、机械效率低.
60.国内外超临界水冷堆研究开发现状与趋势
- 程旭;刘晓晶
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：超临界水冷堆具有经济性、延续性以及可持续性等诸多综合优势,是核电技术路线进一步发展的自然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一.本文将分析超临界水冷堆的技术特性以及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研发工作现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图.
61.200MW一体化核供热堆在海水淡化上的应用前景分析
- 李卫华;张亚军;郑文祥
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：200MW一体化核供热堆是由清华大学自主开发的,具有良好固有安全的、先进的壳式轻水堆,具有一体化布置、自然循环、自稳压等特点.以核供热堆为热源进行海水淡化是集能源、环境和水资源为一体的综合应用.一座热功率为200MW的核供热堆可以分别与不同的海水淡化工艺相耦合,海水淡化工艺采用低温多效蒸馏(MED-TVC)、高温多效蒸馏(VTE-MED)以及反渗透膜法与多效蒸馏法混合(RO/MED)的海水淡化工艺,其日产水量分别为10.75×104m3、16×104m3和25×104m3.主要阐述核供热堆的特点、核反应堆与海水淡化工艺系统之间的耦合关系、核能海水淡化的初步经济分析结果以及应用前景.
62.飞行时间法测量脉冲堆热柱孔道热中子能谱技术研究
- 刘书焕;江新标;于青玉;仲云红;杨军;张文首;王凯
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了飞行时间法测量中子能谱的基本原理,给出了脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验系统设计及时间谱测量结果;利用自行研制的解谱程序求解了飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布,谱峰对应的中子能量为0.0248±0.00072eV,谱平均能量为0.042±0.001eV.结果表明测量能谱较Thermal Maxwellian理论谱偏软.
63.医院中子照射器动态自稳特性分析
- 吕征;孙志勇;沈峰
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：医院中子照射器是在低浓微型中子源反应堆上安装热柱和超热柱,引出中子流治疗脑部胶质瘤的装置.本文采用WIMSD-4和CITATION程序系统计算了该装置的各种反应性系数,采用EXTERMINATOR-2计算了堆芯物理动态参数,给出了六组缓发中子份额和瞬发中子寿命.采用自行开发的点堆动态程序MIPK计算了引入不同阶跃反应性时反应堆的动态响应,确定了该装置具有较好的固有安全性和动态自稳特性.为了分析低浓铀燃料带来的影响,本文计算了相同堆芯结构下高浓铀燃料的相应参数,并与低浓铀计算结果进行了对比分析,给出了分析结论.
64.冷中子源装置及应用
- 石炳元
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：冷中子源装置是在反应堆内产生并导出冷中子,从而利用冷中子进行科学研究的实验设施.国际上,利用冷中子、超冷中子进行各种基础和高层次科学研究越来越受到重视,冷中子源装置的研究和制造也趋于成熟.本文介绍了冷中子源装置在国际上的发展情况和装置结构,并对利用冷中子进行研究的方向进行了阐述.
65.SPRR-300多色热中子位相衬度照相技术初步研究
- 唐彬;霍合勇;吴洋;代君龙
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中子位相衬度成像技术是近几年发展起来的新型中子成像技术,本文介绍了中子位相衬度成像的原理和基本方法,并对在SPRR-300上开展的多色热中子位相衬度成像技术研究进行了初步介绍.
66.聚变堆交叉冷却陶瓷包层概念设计及中子学性能研究
- 贾小波;杨永伟;周志伟;经荥清;冯开明
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本研究在聚变堆初步概念设计的基础上,针对固态包层设计路线,提出了一个交叉排列氦冷固态包层概念.设计采用Be、Li2TiO3分层球床,氦气冷却管道分两个回路同时冷却,增加系统安全可靠性.借助蒙特卡罗程序MCNP建立11.25°对称模型.分析比较了4种6Li富集度布置方案,结果表明,径向远离第一壁降低6Li富集度比较合理,包层寿期内产氚性能稳定,燃耗在包层寿命运行时间内燃耗分布相对均匀,全堆包层氚增殖率为1.176.后续工作需要进一步进行优化结构设计和热工水力设计.
67.零功率微堆的蒙特卡罗数值模拟计算
- 江新标;朱养妮;高集金;李义国;周永茂;张连贵
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文采用蒙特卡罗程序MCNP/4B对中国原子能科学研究院零功率微堆的堆芯物理参数、铍反射层价值、中子实验孔道的部件反应性价值等进行了数值计算,并与实验测量值进行了比对.理论计算和实验测量结果表明,两者符合一致,验证了本文理论计算模型的可靠性.
68.200MW核能海水淡化堆堆芯装料优化设计
- 刘志宏;胡永明
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：200MW核能海水淡化堆是采用十字形水力驱动控制棒的压水型反应堆,它的堆芯装料设计问题与一般的压水堆有所不同,而更接近于沸水堆的情况.采用一种新的全局优化算法-特征统计算法(CSA)并结合Haling原理对该堆芯的装料设计进行了优化.阐述了CSA算法如何具体应用于该问题.和参考方案相比,优化方案在循环长度、功率峰值等方面均得到了较大的改进.结果表明特征统计算法不仅可以用于压水堆堆芯装料优化问题,而且在沸水堆堆芯设计优化上也能取得很好的效果.
69.回热器对高温气冷堆布雷登循环准稳态特性的影响
- 孙金龙;王捷;杨小勇
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆布雷登循环是目前高温气冷堆领域的重要发展方向.本文根据质量守恒、动量守恒和能量守恒定理,利用集总参数法,建立了高温气冷堆布雷登循环的准稳态模型.基于该准稳态模型,以热功率为310MW的高温气冷堆布雷登循环为对象,研究了在氦气充装量调节循环输出功率过程中循环的准稳态特性,并着重分析了回热器对循环准稳态特性的影响.
70.基于氦气参数分配泄漏对HTR-10GT系统特性的影响研究
- 彭学创;杨小晶;朱书堂;王捷
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆氦气透平直接循环使用氦气作冷却剂,氦气的物性决定其极易泄漏,泄漏会对于HTR-10GT系统造成一定的影响.精确选取各处的泄漏分布对于准确反映系统的实际运行特性非常重要.本文探讨了泄漏按新的泄漏分析条件--泄漏参数分布,与传统的分析条件平均分布进行了比较,并对系统特性进行了分析,从而得出泄漏按参数分布更与实际循环接近.当系统的循环压比小于3.0时,泄露应采用参数分布来进行系统分析.
71.中国实验快堆堆容器温度场及散热计算
- 乔雪冬;杨红义;冯预恒
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中国实验快堆(CEFR)高温的冷却剂与外界大气之间存在巨大的温差.尽管反应堆表面设有保温层,散热量仍很可观.为了确定热量排出情况,保证反应堆安全,本文采用热工流体程序STAR-CD对堆容器的散热情况进行计算.计算范围包括主容器、氩气层、保护容器、保温层等.根据边界条件的不同,计算了4种状态下的系统散热情况:额定功率运行、冷停堆、热停堆及全厂断电事故状态.
72.中国实验快堆热钠池热分层现象研究
- 许义军
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中国实验快堆(CEFR)在紧急停堆工况下,会在热钠池上部空间形成热分层现象.从设备结构的完整性分析上看,快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的,对堆的安全运行构成隐患.本文对国内外在该领域研究状况作了调研,分析国外已有的实验研究和理论计算进展,并结合快堆现有的计算分析程序,对CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析.通过计算分析可以看到,在全厂断电工况下,在热钠池的上部会初步形成稳定的热分层,分层界面位于中间热交换器入口的下方,但是热分层现象不会对堆的自然循环构成影响.
73.CARR自然循环瓣阀动作原理及结构性能分析
- 庄毅;李小钟
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：中国先进研究堆(CARR)在停堆后期采用自然循环进行堆芯冷却,这是我国将非能动自然循环瓣阀应用于反应堆自然循环上的首次尝试.本文主要从自然循环瓣阀的动作原理和结构来分析,证明自然循环瓣阀无需人力操作,在堆芯流量和导流箱内外压差的控制下能自动开启和关闭.自然循环瓣阀这种非能动设计能够满足正常停堆和事故停堆下的自然循环冷却要求.体现了CARR的安全性、可靠性和先进性.
74.无高压安注中破口失水事故分析
- 关仲华
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对大亚湾900MW核电站进行了无高压安注冷段中破口(10英寸和6英寸)失水事故分析.分析结果表明:堆芯虽然裸露,燃料元件峰值包壳温度仍然低于1204℃的验收准则值,堆芯仍然是安全的.
75.高温气冷堆的事故下流场数值研究
- 李胜强;姜胜耀;薄涵亮
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：作为第四代先进反应堆的代表,高温气冷反应堆具有堆芯出口温度高,热效率高和良好的固有安全性特征等一系列优点.由美国主要设计,预计建造在俄罗斯的超高温气冷反应堆GT-MHR是一个为商用目的设计的,采用棱柱状燃料元件和氦气冷却的高温气冷反应堆,其具有600MW的热功率,在7MPa的工作压力下出口温度达到850℃.为了验证其在事故下的固有安全性,本文主要针对不失压的失流事故,进行了一系列事故下的流场数值研究计算和相关的敏感性分析,包括堆芯辐照水平、堆芯石墨类型和自然循环影响等.结果表明,除了在极高堆芯中子剂量下由于石墨改性造成堆芯温度略高于燃料元件设计温度1200℃之外,其他各种情况下堆芯温度都低于燃料元件最高工作温度;同时压力容器温度也低于设计极限.
76.HTR-10GT电磁轴承系统模态参数辨识研究
- 贺航宇;石磊;赵雷;张良驹;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：在电磁轴承-转子系统的设计中,系统辨识是提高电磁轴承-转子系统性能的重要手段.本文以高温气冷氦气透平发电系统(HTR-10GT)中转子的电磁轴承试验模型作为研究对象,利用虚拟仪器技术设计了一个辨识系统.该辨识系统可以产生步进正弦信号充分激励转子模态;实时采集输入输出数据测得电磁轴承-转子工作频段的幅频和相频曲线图;离线拟合传递函数.获得的试验结果不但验证了理论分析的结果,而且为控制设计提供了有力的分析依据.
77.基于自感式可测量转子径轴向位移的新型传感器
- 时振刚;周燕;赵晶晶;孙卓;查美生
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了一种新型集成的自感式传感器,它通过一组均匀分布在转子四周的传感器线圈便可同时测量转子的径向和轴向位移,与一般的传感器相比,不仅大幅缩小了传感器的结构尺寸,还降低了装配精度要求.
78.循环泵隔振系统动力学特性分析
- 王烨;李笑天
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文利用有限元法数值模拟了循环泵隔振及回路系统模型,探讨了其隔振特性,分析了隔振器参数对隔振性能的影响,研究了隔振系统冲击响应情况,并就有无隔振器连接2种情况下的循环泵回路系统冲击响应作了对比分析.分析结果表明,循环泵隔振系统具有良好的隔振特性和抗冲击性能,在现有的管道布置下,循环泵回路系统的应力满足ASME规范的要求.
79.U3Si2-Al燃料板疲劳性能试验研究
- 徐勇;蒋跃元;胡华炜;徐显启
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文分析了燃料板堆内运行时所承受的循环载荷及对应的应力循环变化次数,提出了燃料板疲劳分析的研究方法,并进行了燃料板初步疲劳试验、冲刷前与冲刷后燃料板的疲劳性能试验.此外,还对燃料板的疲劳失效机理进行了探析.试验表明轧制方向对燃料板的疲劳性能影响不明显,而且冲刷改善了燃料板的疲劳性能.可见,燃料板在反应堆寿期内承受高周循环应力的条件下安全可靠并能满足研究堆的设计要求.
80.一回路钠循环泵支承三维模型的验证计算
- 余华金
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：一回路钠循环泵是中国实验快堆的重要设备,为立式、离心式单级泵.本文单独对泵支承进行解耦,除去堆内支承其它构件的影响,不考虑堆内支承上板的弹性变形,以单独的梁模型对泵支承进行简化,考察泵支承自身的响应,建立一回路钠泵简化三维模型,输入边界条件和载荷进行计算,得出泵支承自由端的地震响应和位移,为快堆堆容器和堆内构件的抗震计算准备条件.
81.水压缸摩擦副寿命考验研究
- 陈洋;薄涵亮;邵天敏
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：控制棒水压驱动技术是清华大学核研院在对水力驱动控制棒系统深入研究的基础上,结合商用压水堆磁力提升器的优点,发展而来的一种新型内置式控制棒驱动技术.水压缸是该项技术的关键部件.本文在水压缸摩擦副配对预先研究的基础上,针对初步选定的水压缸摩擦副,建立了1∶1水压缸摩擦副寿命考验实验台架,进行了冷态水环境下摩擦副寿命考验实验,验证了所选摩擦副满足控制棒水压驱动技术水压缸的使用要求,为控制棒水压驱动技术的商用化奠定了技术基础.
82.研究堆控制棒驱动线全行程摩擦阻力实验研究
- 郭远熊;贾海军;薄涵亮
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文在控制棒可移动线圈驱动机构刚度和跟随特性实验研究的基础上,建立了分析整个驱动线摩擦阻力的理论模型,依据刚度和跟随特性实验研究结果,获得了整个驱动线全行程摩擦阻力的变化趋势和具体数值,分析了影响摩擦阻力大小的因素和原因.为研究堆控制棒驱动线的制造、安装和安全可靠运行提供了依据.
83.HTR-10控制棒驱动机构的设计经验
- 刘斌;刁兴中;周惠忠;黄志勇
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文对各种高温气冷堆控制棒系统的设计进行了评述.根据HTR-10控制棒系统在设计、加工、安装和调试过程中获得的实际经验,指出了球床模块式高温气冷堆控制棒系统在棒位测量、控制棒限位以及固体润滑等方面应注意的问题及可采取的应对措施,将为我国高温堆反应性控制和停堆系统的设计提供重要借鉴.
84.电磁轴承温度场分析计算
- 全标;杨小勇;时振刚;赵雷;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：HTR-10GT电磁轴承环境温度恶劣,且轴承本身在运行过程中产生损耗,为此需对电磁轴承温度场和损耗进行分析计算.为了验证所建立的温度场模型及损耗计算是否正确,一方面,对建立的温度场和损耗进行理论计算,获得绕组线圈温度值;另一方面,利用AMB-F获得绕组线圈温度数据,并将两者进行对比.结果表明,电磁轴承温度场和损耗计算正确,能用于分析计算HTR-10GT电磁轴承温度场.由于AMB-F装置结构复杂,利用数学解析法很难计算温度场,采用有限元热分析软件来计算.
85.全棒水力驱动系统的研究与应用
- 阎慧杰;吴莘馨;吴元强
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：安全棒水力驱动系统即将首次应用于CARR工程.本文介绍了其组成、原理、特点及试验研究等内容.重点描述了其1∶1工程样机研制阶段对水花、落棒时间、旋转磨损、驱动线柔性化、安全棒冷却等工程化应用技术难关的解决方案,并简单介绍了其最终性能及寿命试验,试验结果表明其设计合理,综合性能达到设计要求,寿期内性能可靠,完全能满足CARR堆整体设计要求.
86.研究堆用大型铝合金锻件的制造工艺研究
- 张之华;中国工程物理研究院核物理与化学研究所;张一云;徐显启;邓玥;张宏伟
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文简要介绍了研究堆用大型铝合金锻件的技术要求、技术难点、研制工艺、研制结果,可为国内同类特殊项目用大型铝合金锻件的研制提供参考.
87.HTR-10电磁轴承主氦风机
- 周惠忠;刁兴中;汤全法
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷实验堆(HTR-10)2000年底建成以来,主氦风机随之作了各项试验和连续运行,结果表明HTR-10主氦风机具有良好的运行性能.将电磁轴承替代油脂滚动轴承电磁轴承主氦风机在反应堆上的使用有很大的提高,为此研制了用于HTR-10的电磁轴承主氦风机.
88.HTR-10燃耗测量系统自动流程研究
- 马涛;胡守印;梁锡华;黄鹏
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：对燃料球进行高效准确的燃耗测量是球床式高温气冷堆实现高利用因子运行的关键环节.本文结合HTR-10中FCA系统设计原理及燃料循环过程运行特点,通过对运行信号间关系及现场出现问题的综合分析,对HTR-10原燃耗手动测量流程进行改进,实现了自动测量流程.现场运行结果表明该方法逻辑准确、可靠性高,能够有效避免人为因素造成的误操作.
89.10MW高温气冷实验堆氦气透平直接循环中滞止参数和静参数的比较
- 杨小勇;石倩;王捷;仲朔平;于溯源
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆布雷登循环中氦气透平机械的特性、效率和流量等参数的测量和计算都基于氦气的滞止压力和滞止温度,但是实际测得的氦气参数介于滞止参数与静参数之间,会对氦气透平压气机的性能测量带来误差.本文对高温气冷堆布雷登循环中实际测量的压力和温度与氦气的滞止参数、静参数做了比较,并计算了10MW高温气冷实验堆氦气透平发电项目(HTR-10GT)中透平压气机组测量参数的误差.
90.CARR反应堆冷却剂系统研究
- 张金山;赵光辉;黄兴蓉
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)流体系统中的重要系统.该系统由主循环泵、主换热器等设备组成.在反应堆正常运行时,该系统为堆芯提供冷却介质,使堆芯得到有效冷却.本文对该系统的工艺设计、管线设计等方面进行了介绍,并对设计中须重点考虑的问题进行了分析、研究.本文也从设计角度对反应堆运行时应该注意的问题进行了说明,对于CARR将来的运行具有一定的借鉴作用.
91.球床模块式高温气冷堆余热排出系统的方案研究
- 郑艳华;董玉杰
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文介绍了HTR-PM余热排出系统的工作原理和设计方案;研究了极端气候条件下的系统工况;并结合THERMIX程序的计算结果,对事故工况下反应堆压力容器的温度分布和余热排出系统的载热能力进行了分析.结果表明,在满足单一故障准则基础上,系统设计能力符合HTR-PM的余热载出要求.本文最后讨论了系统可能出现的故障模式,对系统的可靠性和可运行性进行了分析论证.
92.基于Web的CEFR钠泵的远程监测与故障诊断系统实现
- 付陟玮;王冶;张东辉
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文叙述了当前国内外故障诊断的发展状态及其在核领域的应用情况;介绍了钠泵的工况,常见故障以及故障特征信号的提取以及数据采集的方法;利用现代网络技术,建立钠泵故障远程诊断系统的结构框架;给出了故障诊断中心的工作机理以及故障诊断网络系统的工作原理及其设计方法,为钠泵故障远程诊断系统的建立和发展提供了新的思路.
93.基于FPGA的数字化反应堆保护系统单元电路的测试技术研究
- 李力;黄晓津
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文依据核反应堆保护系统有关标准和法规要求,针对基于FPGA技术的数字化反应堆保护系统单元电路的特点,应用结构测试和功能测试相结合的测试方法,初步提出了对其进行测试的方法和步骤,为FPGA技术进一步在数字化反应堆保护系统领域的应用打下了基础.
94.扩散型氢计的小型化设计
- 裴志勇;罗锐
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：为了实现中国实验快堆多点微氢探测的目标,进行了氢计的小型化设计.本文说明了氢计小型化背景并提出了小型化设计方案.通过简化钠取样回路和真空系统,以及电磁泵的重新设计,使得小型化后的氢计性能不仅能满足快堆的要求,同时体积大为减小.
95.新型研究堆计算机屏幕显示的设计
- 曲荣红;张良驹;李铎;于晖
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：新型研究堆仪表和控制系统的设计采用了数字化技术,使主控制室的信息显示内容和显示方式发生了重大变化,有效地改善了主控制室的人-机接口功能.数字化控制室设计中涉及一系列新的问题和技术需要认真考虑.本文着重介绍新型研究堆控制室计算机屏幕显示的设计原则,图形显示幅面的组织分类,幅面设计技术以及幅面设计中的人因工程原则.
96.10MW高温气冷实验堆氦气轮机直接循环氦气流量测量研究
- 于晓丽;杨小勇;赵晶晶;王捷;仲朔平
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆是以氦气为工质、具有固有安全性和良好经济性的第四代先进反应堆的优选堆型之一.高温气冷堆与氦气轮机相结合,具有结构简单、发电效率高、建造规模灵活等优点.高温气冷堆堆芯中的氦气流量直接关系到反应堆的安全,所以有必要对堆芯氦气流量测量进行研究.本文利用fluent软件对10MW高温气冷堆氦气轮机直接循环发电系统(HTR-10GT)的氦气流量测量进行了分析,对氦气轮机入口段的流场进行了数值模拟,计算了满功率下的流动情况.对安装测量装置后流场的变化进行了分析,给出了气轮机入口段的流动情况,为HTR-10GT的氦气流量测量设计提供了理论依据.
97.用于高温气冷堆事故后监测仪表电源的温差发电器的初步研究
- 周世新;郑文波;黄志勇
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：高温气冷堆在停堆特别是全厂断电事故停堆工况下,必须对某些重要的安全参数进行长期连续的事故后监测.高温气冷堆停堆后的剩余发热,经温差发电器转换成电能后,为监测电源供电.这是大大增强事故监测的电源可靠性、延长供电持续时间的极具创新性的构想.本文以HTR-10停堆后剩余发热状况为例,结合温差发电器的特点,设计了一套用于高温气冷堆事故后监测仪表电源的温差发电器.并在此基础上进行了温差发电器热电基本性能的实验研究.
98.清华大学核研院核应急辐射监测简介
- 郭呈祥;许献洪;刘海生;冯玉英
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文主要描述了清华大学核研院核应急辐射监测的目的、人员组成、采样和测量方法、应急监测行动和监测预案制订、监测数据的记录和报告方法等内容.
99.医院中子照射器Ⅰ型失控提棒事故研究
- 刘天才;杨长江;孙志勇
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：本文采用RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2程序对医院中子照射器Ⅰ型的失控提棒事故进行了研究,分析了零功率状态下瞬间引入不同反应性时堆芯的动态响应,并对其安全性进行了评价.结果表明:该照射器具有良好的固有安全性,在发生失控提棒事故时,依靠反应性负反馈和非能动自然循环,可以使堆功率相对稳定在一定功率水平,确保装置的安全.
100.使反应堆运行者成为有效的安全屏障
- 苏庆善;许献洪
- 《第六届全国新堆与研究堆学术会议》 | 2006年
摘要：多重屏障是反应堆设计中从空间、距离范畴的设计原则,从时间原则上看反应堆运行队伍也是一道安全屏障.风险因素存在于反应堆物项之中是绝对的,而在其运行之中,可以得到及时发现,缓解、纠正和根除,使之不酿成影响安全的事件.正确处理在运行中运行人员与规程、设备和环境的关系,使之形成和谐、有序和良好的运行氛围.提高运行队伍素质,从选聘、培养、任命和值岗逐环节给出原则性要求理念,使反应堆运行者成为一道真正有效的安全屏障.