自然循环低温供热堆硼注入质量传递模型的实验研究

利用阶跃注入的扰动-响应技术,使用模拟介质,在模拟装置上,进行硼溶液注入反应堆堆芯后混合、迁移研究。实验结果表明,注入喷嘴所在的下联箱可以近似成一阶惯性环节,硼水混合物流经元件盒入口节流段,进入元件盒后的流动是迁移运动。本文还给出了硼水初始混合份额η的定义和数据关联后的准则方程。     

5MW THR硼注入质量传递可视实验研究

选用硼溶液注入停堆系统作为5MW THR 的紧急备用液体停堆系统,硼溶液在紧急情况下注入反应堆堆芯后的混合特性是反应堆热工、物理和安全设计不可缺少的。本文叙述了硼注入质量传递的可视实验研究,以及硼模拟介质注入下联箱后与冷却剂水在不同的(ρ_(?)ω_(?))/(ρ_D/ω_D)时的混合现像。     

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。     

低温供热堆推荐动力循环

分析了低温供热堆热电联供所提供的热源和冷源的特点，根据５ＭＷ、２００ＭＷ、５００ＭＷ低温供热堆的设计工况，针对氨水朗肯循环、水蒸汽朗肯循环、水蒸汽扩容循环、卡林那循环和氦气循环等动力循环方式，进行了详细计算、分析、比较。结果表明，氨水朗肯循环具有相对较高的发电效率，是一种很有潜力的低温动力循环；水蒸汽朗肯循环对于堆芯进、出口温度差较小的堆型具有明显的优势；而水蒸汽扩容循环却是堆芯进、出口温度差较大堆型的首选循环。     

池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算

自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。     

低温堆供热控制研究

核能作为清洁、高效的能源,可以取代燃煤用于冬季供暖,从而实现供暖过程中“减污降碳”的目标。针对热网提出的供热需求指标,本文基于MATLAB/Simulink仿真平台,建立了池式低温堆全厂主系统模型,并提出了可用于反应堆功率调节的供热控制方案。文中主要针对功率定值调节过程和热网事故小扰动工况反应堆响应过程作了详细分析。仿真研究结果显示,该控制方案能够根据热网对负荷的需求,调整反应堆功率,调节过程中反应堆各温度参数都在安全限值以内,并能够将用户室内温度维持在一个相对稳定的范围内。同时,该控制方案具有一定的抗事故工况负荷小扰动能力。在热网管网断裂等事故造成的负荷阶跃小扰动时,能够维持反应堆功率不变,使各回路温度在安全允许的范围内缓慢改变并重新达到稳定,且用户室内温度稍微变化后即可重新稳定。因此,该供热控制方案具有一定的设计参考价值。     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

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。     

沸水堆硼注入初始温度曲线研究

在未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）过程中,硼注入初始温度（BIIT）是利用硼注入系统使反应堆安全停堆的重要信息。本文的目的是对沸水堆BIIT曲线进行研究,指出了BIIT不合理和不准确的部分,并根据建议进行了修改。为满足实际应用,提高了BIIT反应堆的初始功率。在ATWS工况下,为稳妥起见,对BIIT弛压水池温度的最低限值进行了修正。对弛压水池最高温度范围的影响和备用液体控制槽中硼浓度的分析表明,要降低BIIT可采用更保守的弛压水池最高温度范围。因此,早期的硼注入是可预期的。对于自动硼注入系统而言,BIIT不是必须的。     

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。     

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。     

一体化核供热堆Ⅱ型主回路单相自然循环实验比例分析与设计

小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项)。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1:1,平均表面热流密度比例为1:1,流道面积比例为1:210。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

Lead-based fast reactors have good natural circulation capabilities, and its natural circulation characteristics is of great value to improve the inherent safety of the reactor, and the scaling analysis method is the theoretical basis for establishing a reasonable and feasible lead-based fast reactor natural circulation test facility. In this paper, the main similarity groups could be determined by using dimensionless fluid governing equations of typical natural circulation lead-based fast reactor primary cooling system. Based on the constructed dimensionless similarity groups, the scaling analysis of small natural circulation lead-based fast reactor named SNCLFR-10 was carried out to obtain the geometric and thermal hydraulic design parameters of the dual-loop single-phase natural circulation experimental facility. The scaling method of the lead-based fast reactor natural circulation test facility was verified by comparing and analyzing the key thermal and hydraulic parameters of SNCLFR-10 and the scaled-down test facility under rated conditions. The research results show that the key thermal-hydraulic parameter ratios of SNCLFR-10 and the scaled-down facility are in good agreement with the theoretically deduced ratio, and the established lead-based fast reactor natural circulation experimental facility scaling analysis method is reasonable and feasible.     

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。     

5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。     

200MW低温供热堆的物理设计

介绍了200MW 低温供热堆的物理设计及使用的计算软件。讨论了堆芯装换料,水铀比的选取以及过剩反应性的控制等问题。并结合首炉堆芯设计着重论述了钆可燃毒物的特性及设计问题。     

钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。     

上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,在保持功率不变、提高设计压力的情况下,对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型,通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况,研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明:在安全阀误开启、堆外断管事故中,堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大;而在负荷跟踪瞬态工况中,上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高,从而影响反应堆安全。因此,在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下,确定上部气空间的合理体积范围为1~2m3。     

5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。