自然循环一体化式低温供热堆

本文简要地介绍了清华大学核能所几年来在低温供热堆方案论证方面所做的工作及最终选定的自然循环一体化式低温供热堆设计方案。较详细地论述了低温核供热在我国的应用前景。提出了“以核代煤”发展城市集中供热的优越性。一体化自然循环供热堆的特点是:反应堆结构简单,工程投资较少,堆固有安全性好,可靠性高,是解决城市供热既清洁又廉价的一种理想的热源。     

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。     

池式低温供热堆

本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热堆对我国低温核供热应用的意义。     

多用途低温核供热堆运行目标的开环优化研究

为满足海边的工业开发小区在远离淡水网、热网时,由一座低温核供热堆动力厂提供小区全部淡化海水、供热、工业蒸汽和部分用电的需要,目标是在保证安全性的前提下,使低温核供热堆取得最佳的经济效益,达到运行经济性最优。本文采用开环优化的方法,研究低温核供热堆在负荷跟踪运行方式下的稳态运行目标,并为低温核供热堆负荷跟踪控制系统的分析设计提供负荷需求的输入参数。     

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。     

5兆瓦供热堆热电联供及空调制冷实验研究

综述了低温核供热堆综合利用的意义及其应用领域,包括利用低温供热堆进行大面积制冷、热电联供、海水淡化、供应低温工艺热等。文章着重介绍了利用5兆瓦核供热堆开展的低温制冷实验运行以及热电联供实验运行的结果。指出低温堆的综合利用对提高反应堆年运行因子和改善经济性是有重要意义,并具有广泛应用前景。     

池式低温供热反应堆及其辐射应用

为适应城市集中供热的需要,在具有多年安全运行经验的“游泳池式实验反应堆”的基础上,设计出了可以提供90—100℃ 热水“池式低温供热堆”。这种堆的设计是以尽可能降低堆芯温度为手段,以国内成熟技术为基础,并吸取了国外供热堆的设计经验,而发展成的一种内在安全、经济实用、操作简便的供热堆型,以便能够较快地为解决我国北方城市的能源供应及环境保护问题发挥实际作用。     

低温核供热堆的发展前景

本文对低温核供热的意义、发展和现状作了简单的概述,对目前存在着的供热用反应堆的四种类型(压水型、升管沸腾型、有机物载热型及游泳池型)的主要特点作了概括的介绍,并对低温核供热堆在我们未来能源系统中的地位进行了讨论。本文还简单地介绍了清华大学游泳池式反应堆供热试验的情况。     

核供热堆不能完全停堆的失水事故中主回路自然循环断流实验

５ＭＷ核供热堆和２００ＭＷ核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统。在破口失水事故中，当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程，影响堆芯的冷却和系统的稳定性。当发生失水事故而且反应堆又不能安全停堆时这种影响更大。在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验。     

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。     

我国第一座低温核供热反应堆满功率运行成功

由清华大学核能技术研究所负责设计、研究与建造的我国第一座5MW 低温核供热试验反应堆,于1989年12月19日顺利完成72小时满功率连续运行试验。这是我国在核能和平利用领域取得的一项突破性进展。5MW 低温核供热堆的建设是国家“七五”计划重点科技攻关项目——低温核供热堆技术开发的重要内容。该反应堆于1985年开始进行工程设计,1986年3月在清华大学核能所正式动工兴建,于1989年5月完成反应堆及各系统安装,9月顺利完成冷、热调试,通过由国家核安全局组织有关专家系统地进行的安全评     

编者的话

我国自行研究、设计、建造的第一座核供热堆——5MW低温核供热试验堆(5MW THR)于1989年12月16日在北京清华大学核能技术研究所达到满功率。至1990年3月22日,     

200MW核供热堆工业供汽的经济分析

对２００ＭＷ低温核供热堆用于工业开发集中供应压力为１．５ＭＰａ左右的饱和蒸汽方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明，２００ＭＷ低温核供热堆用于工业供汽的各项经济评价指标都很好，内部收益率为２０．５５％，净现值（贴现率１０％）为７．４５亿元；投资回收期和贷款偿还期均在项目建设成后５年以内。与低温核供热用于冬季供暖相比，其经济效益有非常明显的改善。同时，在经济发达地区的工业开发区，利用核能进行     

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     

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     

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

未来我国核能技术发展的主要方向和重点

本文概述了我国核电发展的现状,自主开发的三代核电的安全性,以及进一步提高核电安全性的技术发展方向:诸如耐事故燃料,人工智能在核电的应用等。文章还论述了模块化多用途小型堆,以及低温核供热堆开发的必要性及其所面临的挑战。     

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。     

200MW低温核供热站堆芯裸露事故序列及其频率初步分析

本文分析计算了200MW 低温核供热站堆芯裸露事故序列及其发生频率。低温核供热堆具有良好的固有安全性,因而其失水事故进展极其缓慢,即使在失去全部热阱情况下,两天之内不采取修复或站外补水等补救措施而导致的堆芯裸露频率低于2.6×10~(-10)/堆。年,若两天内采取修复或站外补水措施,堆芯裸露频率即降到可以忽略的1×10~(-12)/堆。年以下。     

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。