苏联设计新的供热堆

【《英国核论坛通报》1985年6月号第9页报道】据报道,苏联为居民供热设计了一种新型地区供热反应堆。这种堆称 AST-500,输出功率为500MWth,基本上是一种超安全的压水堆,可以建在距城市一、二公里的地方。这种堆主回路冷却剂能自然循环,以确     

核供热堆安全壳设计方案的探讨

介绍了壳式核供热堆几种安全壳的设计特点。根据核供热堆的实践和该堆安全壳功能的分析比较,提出了取消“紧贴式”钢安全壳,采用大容积砼壳作为第三道安全屏障的可能性。     

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。     

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     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

“燕龙”泳池式低温供热堆发布

正11月28日,中核集团在我院正式发布自主研发、可用来实现区域供热的"燕龙"泳池式低温供热堆(DHR-400)。同日上午,我院供热演示项目——泳池式轻水反应堆(49-2堆)实现安全连续供热168小时。这充分验证了泳池堆供热的可行性和安全性,也标志着中核集团在核能供热技术领域取得重要进展,为后续的池式低温供热堆型号设计研发提供了强有力的技术支持。     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。     

HR-200核能海水淡化系统

提出了利用200MW(t)核供热堆与多效蒸发工艺相组合的一种核能海水淡化系统。该系统可产淡水(12～15)×10~4m~3/d。文章论述了200MW(t)核供热堆的设计特点及安全特性,简要介绍了5MW(t)核供热堆的运行经验。指出核能作为海水淡化的替代能源在技术安全上及经济上是可行的。在国内及世界上一些缺水地区具有良好的应用前景。     

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。     

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。     

控制棒水力驱动系统失效落棒的故障树分析

动力堆的年非计划停堆次数是衡量其运行性能的一个重要指标。控制棒水力驱动系统是核供热堆的关键系统之一 ,其运行失效将直接导致供热堆的非计划停堆。运用故障树分析的方法 ,建立以“控制棒非计划下落”为顶事件的故障树 ,分析计算系统各组成单元失效造成控制棒下落、引起非计划停堆顶事件的发生概率 ,并从提高系统运行可靠性的角度出发 ,根据故障树分析的结果 ,提出设计改进意见。     

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。     

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。     

5MW THR辅助系统

核供热堆的固有安全使其辅助系统与其它堆有所不同,本文介绍了清华5MW THR辅助系统的设计参数、功能及运行操作。     

泳池式常压低温供热堆热工水力初步设计

正泳池式常压低温供热堆热工水力设计的基本任务是选择适当的反应堆冷却剂参数,为堆芯提供足够的冷却能力,使得反应堆在正常运行工况或在预计运行事件下能将堆芯释热安全载出,使燃料元件不发生损坏,同时,也为事故工况留有合适的裕量,以确保核安全,为堆本体设计、回路设计及安全分析等提供依据。     

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 THR的安全特性和设计准则

本文介绍了5MW THR 的主要安全特性及部件设计准则和分级的考虑。指出了核供热堆安全设计中仍存在的问题。