5MW核供热试验堆主回路系统阻力系数测定实验研究

叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。     

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。     

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。     

5MW低温核供热试验堆（5MW THR）

本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理想热源。     

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。     

5MW低温核供热试验堆及其安全特性

清华大学核能技术研究所开发的5MW低温核供热试验堆已建成运行。文章简要介绍了该堆的主要设计特性,包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计,世界上首次采用的控制棒水力传动系统,自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄入热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性,本文给出该堆的主要安全性能。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,即可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热堆的控制模型

从分析５ＭＷ核供热堆的物理过程入手，以集总参数的形式，建立了适用于研究该堆控制方式的简化模型，导出了各环节的传递函数，并以实验和分析相结合的方法为各参数赋值。实验曲线表明该模型的动态特性与实际系统相近。     

5MW低温核供热试验堆三个冬季供热运行总结

5MW低温核供热试验堆(5MW THR)是我们自行研究发展的一种具有固有安全性的先进堆型。它也是世界上第一座投入运行的壳式供热堆。5MW THR于1989年11月建成并投入运行,到目前已完成三个冬季的供暖,总运行时数已达8174小时,供热可利用率达到99％。通过各种实验研究了5MW THR的功率调节特性,负荷跟随特性,反应性扰动特性,以及在ATWS事故时反应堆各种参数的变化规律。三年来的运行实践充分验证了5MWTHR的一系列先进技术特点。5MW THR是性能优异的理想供热堆型。     

5MW低温核供热试验堆三个冬季供热运行总结

5MW低温核供热试验堆(5MW THR)是我们自行研究发展的一种具有固有安全性的先进堆型。它也是世界上第一座投入运行的壳式供热堆。5MW THR于1989年11月建成并投入运行,到目前已完成三个冬季的供暖,总运行时数已达8174小时,供热可利用率达到99％。通过各种实验研究了5MW THR的功率调节特性,负荷跟随特性,反应性扰动特性,以及在ATWS事故时反应堆各种参数的变化规律。三年来的运行实践充分验证了5MW THR的一系列先进技术特点。5MW THR是性能优异的理想供热堆型。     

5MW低温核供热堆自动调节方式的研究

本文根据5MW低温供热堆的实验和运行经验,分析了该供热系统的特点,并据此提出了对这种类型的供热系统负荷跟踪及核功率自动控制的方案,以调节负载为主,调节反应堆功率为辅;即控制二回路流量变化来调节热网温度,调节核功率仅用以维持二回路的温度。     

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。     

5MW核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统

介绍了５ＭＷ核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统的功能与特点，以及提高系统可用性和安全性的技术措施。本系统与控制棒水力传动机械相匹配，构成完整的控制系统，用来完成堆的反应性控制。其性能稳定可靠、抗干扰能力强。成功地用于５ＭＷ供热堆，并满足其运行的要求。     

5MW供热堆声波测量系统干扰分析

清华大学５ＭＷ供热堆超声波测量系统在运行过程中出现了一些异常现象。通过观察和分析后发现：多通道超声波测量系统是一个复杂的网络系统。各通道之间存在干扰。双通道系统实验表明：信号线间的分布电容导致干扰。分布电容越大，通道间干扰越严重，因此，在多通道超声波测量系统的工程设计中，应尽可能减小信号线间的分布电容 。     

5MW 供热堆超声波测量系统干扰分析

清华大学５ＭＷ供热堆超声波测量系统在运行过程中出现了一些异常现象。通过观察和分析后发现：多通道超声波测量系统是一个复杂的网络系统，各通道之间存在干扰。双通道系统实验表明：信号线间的分布电容导致干扰，分布电容越大，通道间干扰越严重。因此，在多通道超声波测量系统的工程设计中，应尽可能减小信号线间的分布电容。     

200MW核供热堆海水淡化系统经济分析

经对单一产水及水电联产的２００ＭＷ核供热堆海水淡化系统的经济分析，给出了在目前技术条件下该堆海水淡化系统的水价及影响水价的主要因素，并对选用何种方案提出了具体建议。     

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。     

200MW核供热堆水力稳定性实验数值模拟分析

为确定２００ＭＷ核供热堆的安全性并为今后发展奠定研究基础，在改装的俄罗斯ＫＣ实验装置上，完成了该核供热堆主回路系统水力稳定性实验研究，然后应用ＲＥＴＲＡＮ－０２程序完成主要实验工况数值模拟计算，理论计算和实验测量的对比结果表明，两者间的较好的符合，获得有益于核供热堆安全设计的一些结论。     

5MW低温核供热试验站运行特性的实验研究

为了揭示5MW核供热堆的运行特性,进行了一系列实验,包括正常运行的扰动,负荷改变的跟随特性和反应性引入的过渡特性。实验结果表明:当负荷改变±40%和反应性引入2mk,在没有任何外部干预下,反应堆都能安全和安稳地过渡到另一个稳定状态。