低压低含汽量自然循环两相流稳定性理论研究

利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。

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开发的１０ＭＷ高温气冷堆网络并行模拟原型系统。

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 THR热工水力设计

本文介绍了5MW THR 热工水力设计准则、设计方法及特点,给出了压水及压水微沸腾两种运行方式下的主参数。

RETRAN 02程序的改进及在NOS／VE系统上的移置

ＲＥＴＲＡＮ０２程序是迄今为止核反应堆事故瞬态分析的主要工具之一。但由于包含有汇编和非标准ＦＯＲＴＲＡＮ语言（约占整个程序的１／３），ＲＥＴＲＡＮ０２程序向其他操作系统或其他机器的移置十分困难。我们利用标准ＦＯＲＴＲＡＮ和Ｃ语言替换和修改了包含汇编和非标准ＦＯＲ－ＴＲＡＮ部分，实现了原程序的全部功能。选用ＲＥＴＲＡＮ标准例题和低温核供热堆例题校核了程序的初始运行和再启动运行模块，用Ｃ语言实现了绘图模块功能。

5MW THR事故分析

使用RETRAN-02程序,对5MWTHR压水方式及压水微沸腾方式运行下的六大类事故进行了分析。文中给出了一些主要事故过程描述及分析结果。结果表明:5MWTHR是一种固有安全性很好的反应堆。

HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析

热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故，该事故喷放阶段结束后，在气体扩散和浮升力的作用下，堆舱中的空气通过破口进入堆芯，并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流，从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况，本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理，然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明，即使在该极限事故下，ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。

10MW模块式高温气冷试验堆的初步动态分析

文章针对10MW模块高温试验堆的主要设计基准事故,完成了初步的动态分析,所涉及的事故划分为四类:失压事故、失去主热阱事故、蒸发器传热管破裂和反应性引入事故。动态分析结果表明,该模块高温试验堆具有固有的事故安全性。失冷和失压工况下,由导热、辐射和自然对流等被动传热机制能将剩余发热安全地传出反应堆。当出现反应性引入或ATWS事故时,籍助负反应性温度系数,反应堆将自动停堆。在所研究的全部事故工况下,产生的燃料元件最高温度不超过970℃,远低于高温气冷堆的温度限制。

大亚湾核电厂全厂“断电”事故裂变产物行为计算

使用MELCOR程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程 ,计算出安全壳内源项的最大存量 ,同KORIGEN程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性 。

基于计算机模拟技术的人机界面评价系统

介绍了一种基于计算机模拟技术的核电厂控制室人机界面软件评价系统DIAS。该系统利用计算机来模拟操纵员对控制室人机界面的操作过程,给出操作过程的定量评价结果,同时它还采用人因失误预测技术(THERP)对操纵员操作失误概率进行分析。DIAS系统可以为核电厂主控室人机界面的设计及改进提供很好的技术支持。

管壳式换热器流场三维数值模拟

采用多孔介质方法 ,在PHOENICS 3 3程序的基础上建立了换热器的三维流动计算模型。引入体积穿透率、表面穿透率、分布阻力等来描述换热器内的管束。模型通过计算Halle等[1] 的实验工况来进行验证 ,并尝试用于计算 2 0

严重事故分析程序

严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三阶段,裂变产物随之释放。严重事故分析程序有两类,系统性程序与机理性程序。系统性程序能计算完整的事故序列,机理性程序偏重事故进程的局部细节。主要介绍系统性程序STCP、MELCOR、ASTEC与机理性程序RELAP5/SCDAP、VICTORIA、CONTAIN。

基于微机系统的高温气冷堆工程仿真机

基于微机系统的高温气冷堆工程仿真机(HTRSIMU)由清华大学核能技术设计研究院开发完成。 HTRSIMU运行于 Windows98或 Windows2000平台上，采用多进程、多显示器结构，具有人机界面友好、结构紧凑、操作方便、易于扩展等特点。它的模型包括 10MW高温气冷堆 (HTR- 10)的一、二回路主要部件，能够对反应堆堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件做详细的物理和热工分析计算，可以模拟正常运行和各种事故工况过程，仿真结果与 HTR- 10的设计值和安全分析报告符合得很好。利用 HTRSIMU系统不仅可以进行高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训，而且将来可以对 HTR- 10主控室的操纵人员进行现场支持，给实际运行和各项研究提供帮助。

核能海水淡化与低温核供热堆的应用

淡水短缺将逐渐成为世界性问题。海水淡化是解决淡水短缺的重要途径之一。利用核能做为海水淡化能源在技术上和经济上都是可行的,并对保护环境有重要意义。本文提出了200兆瓦核供热堆与多效蒸发淡化工艺组合的核能海水淡化方案。着重论述了其安全性和改善其经济性的措施。这种核能海水淡化系统用于北非地区提供淡水具有较好前景。

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据。计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。

高温气冷堆球床有效导热系数的计算模型及其在SANA基准试验分析中的应用

用THERMIX程序计算了石墨球床的温度分布。研究了高温气冷堆球床内部热量传递机制，给出了三种有效导热系数的分析方法和计算模型。以国际原子能机构(IAEA)关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划(Coordinated Research Program简称CRP)的SANA基准试验为基础，计算了球床内的温度分布和自然对流对传热的影响。计算结果与实验测量结果作了比较，证实了THERMIX程序和有效导热系数的准确性。

新一代简化沸水堆核电站发展概况及其特点

具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站（ＳＢＷＲ）是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型，近十多年来在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了ＳＢＷＲ在世界各国发展的状况，包括美国ＧＥ公司，日本Ｈｉｔａｃｈｉ公司，日本Ｔｏｓｈｉｂａ公司，德国Ｓｉｍｅｎｓ公司提出的四种主要的ＳＢＷＲ设计，对其特点进行了分析和总结。

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10^(-12)/堆·年。

350MWt模块式高温气冷球床堆设计研究

提出一种350 MWt模块式高温气冷球床堆(HTR-350)方案设计,该堆采用具有石墨球中心区的环形堆芯设计方案,以强化反应堆在失冷失压事故中堆芯固有余热导出能力,从而可将国外设计的球床式模块堆的单堆功率由200 MW提高到350 MW,改善了模块堆的经济性。文章描述了HTR-350设计特点、主要参数及事故安全特性,并论述为克服环形堆出口气流温度不均匀性所采取的技术措施,给出了堆芯出口气流混合模型实验的结果。

压水堆部分堆芯参数敏感性分析

用估计严重事故原理的整体型第二代轻水堆电站风险评价工具MELCOR程序,以在建的岭澳核电站为对象,分析了压水堆部分堆芯参数的不确定性和敏感性。这些参数是燃料元件孔隙度,熔渣孔隙度,熔渣到下封头贯穿件的传热系数。把分析结果与相应的沸水堆参数的敏感性分析结果进行比较,发现核电站发生全厂断电事故时,事故进程对堆芯输入参数不敏感。