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。     

核供热堆的研究发展现状及前景

本文论述了核能供热的重要意义,目前国内外核供热研究发展的现状,并从提高核供热堆的利用系数和扩大供热反应堆的应用方面,对核供热反应堆的综合利用途径进行了论述。由于核供热反应堆具有良好的固有安全性、良好的经济性及对环境污染小等优点,成本低于燃煤供热的锅炉房热能成本,是一种安全。经济而又清洁的能源,可节约大量煤炭,缓解运输的紧张状况,并能净化环境,所以核供热在中国是很有发展前途的。     

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。     

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。     

200MW常压采暖供热堆设计研究

介绍了２００ＭＷ常压采暖供热堆的方案设计及其与加热供热堆的比较，这种反应堆堆芯放在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口的温度，其供热水温可以满足集中供热系统的要求，而反应堆却工作在常压之下。与加压供热堆相比具有结构简单，固有安全，投资低，供热成本低以及在我国容易实施的特点。     

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。     

5MW低温核供热试验站的应急计划与应急演习

本文主要介绍5MW 低温核供热堆应急计划的主要内容及其编制中的一些考虑,并介绍了运行前应急准备实施情况和一次应急演习的实况。     

200MW核供热站方案设计

200MW核供热示范站反应堆设计中采用了一系列先进技术,如自然循环、一体化布置、自稳压、双层壳结构、控制棒水力驱动系统和非能动式安全系统等,使得供热站更安全、可靠、结构简单、易于建造和维修。本文简要介绍了该站的安全原则、主要设计考虑、总体方案和主要设计特点等。     

INET-5MW区域供热模式堆的启动研究(英文)

介绍了INET-5MW反应堆,给出了此堆的热工水力设计参数及主要特性,分析了其启动过程及热工水力不稳定性对此过程的影响。INET-5MW反应堆启动的主要困难是从常压到正常工况要经过不稳定区域。为了避开不稳定性,我们认为启动过程应分为两个阶段。本文给出了三种启动方案的由DACOL程序计算的结果,并进行了对比分析。同时,对每个方案检查了是否可能产生不稳定性。结果表明,这三个方案的启动过程均未发生不稳定现象。因此,可以认为INET-5MW反应堆可以安全稳定地达到运行工况。最后,本文给出了不稳定性对低温核供热堆沸水方式启动影响的几点结论。     

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。     

基于模糊推理的核供热堆故障诊断系统研究

介绍了基于模糊推理的核供热堆故障诊断系统的实现。工作结果表明,对于基于规则的推理系统来说,采用模糊推理的方法使推理结果较之传统的方法让反应堆运行人员更易接受。     

壳式与池式核供热堆的比较

本文对壳式与池式核供热堆的设计参数进行了分析比较，对两种堆型的优缺点进行了对比。以供堆型选择参考。     

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池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２,对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明,瞬态参数都在安全测则的规范之内,显示出良好的池式堆的安全特性。     

压力对低干度自然循环流动特性的影响

低温核供热反应堆的设计研究和开发，促进了低压，低士度自然循环流系统中汽水两相混合物流动稳定性的研究。本文论述了在ＨＲＴＬ－２００热工水力学实验回路上，以水为工质，在加热功率为１３１ｋＷ，加热段入口流动阻力因数为２５，冷却剂入口欠热度为５－８０℃的条件下，针对系统压力变化对流动特性的影响所进行的实验研究。     

深水池式低温供热堆堆芯子通道程序改进与计算分析

核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1 902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。     

5MW低温供热反应堆微沸腾运行启动可行性研究

文章用RETRAN-02程序,对清华大学核能技术研究所设计和建造的5MW低温供热堆的微沸运行启动方式进行了较为系统的研究;分析了控制反应性引入速率、主回路蒸汽冷凝量大小及主回路对外总传热量的大小对启动稳定性的影响。结果表明,在一种新颖的启动方式下,只要对反应堆的某些特定参数作适当的实时控制,反应堆就能从单相向两相微沸运行方式稳定过渡。     

瑞士评价三种地区供热堆概念

瑞士一座核电站已向一地区供热网供热。但瑞士认为小型供热堆更适合于当地条件,并正在对三种不同反应堆概念进行评价。然而,在目前的反核政治气候下,进一步开发小型的前景还难以预料。     

NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性

为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。     

低温核能供热经济分析

本文在集中供热系统中比较了核能供热与常规能源的经济性，论述了核燃料用于产生低温热能的优点，并指出利用核供热与煤发电的能源利用模式比核电与煤供热模式可节省一次能源。提高能源利用率。