非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

200MW供热堆余热排出过程的分析

２００ＭＷ供热堆采用自然循环的余热排出系统，具有非能安全的特点，程序ＴＲＡＣ－ＰＦ１采用了带有不凝气体场的两相二流体可非平衡态的流体力学模型，被用于余热排出系统的分析，但是，供热堆系统和压水堆核电站不完全相同，在将这部程序用于供热堆分析时，做了一些修改和补充，例如补充了流体横掠冲帽管束的传热计算式和阻力损失计算式等等，分析结果表明：自然循环的余热排出系统能够保证供热堆的停堆安全。     

200MW核供热堆余热排出系统排热能力及共影响因素分析

运用一维流体动力学模型200MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明：余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素,主换热器与空冷器间的高度差的影响次之。     

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。     

破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响

为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。     

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。     

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成.本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析.在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性.经验证,该系统的排热能力满足设计要求.     

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。     

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

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。     

低压,低干度自然循环系统两相流动特性

在大型热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００上，以水为工质，在压力１．０￣４．０ＭＰａ加热功率２７￣２４０ｋＷ，入口欠热度５￣８０℃，加热段出口质量含汽率小于５％的实验参数范围，研究了系统压力，加热功率，冷却剂入口过冷度及人口阻力等对低压，低干度自然循环系统的两相流稳定流动及不稳定流动特性的影响。实验结果表明上述参数对循环流量，流动稳定区及流动振荡特性均具有影响。所进行的实验研究，参数范围包括了２００     

两相流动稳定性的系统辨识

叙述了用相关分析系统辨识方法判别两相流动不稳定性的原理、实验方法及测试结果。该方法将信息科学中的系统稳定和系统辨识理论应用于热物理科学中的两相流稳定性研究，发展了新概念的两相流稳定性实验技术和方法。该方法使得在稳定工况下判别两相流系统的不稳定边界和稳定裕度成为可能。实验是在低温堆热工水力学模拟实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，实验中以加热功率的逆重复伪随机序列做为输入信号源，系统流量作为响应函数，用相关分析研究了两相流动系统自然循环的稳定性和稳定裕度。实验结果证明系统辨识方法判别两相流动稳定性是成功的。该实验结果对确立两相流动态数学模型，验证理论模型对稳定边界的判别提供了基础数据。对发展系统分析和状态监视方法，对建立工程系统中两相流不稳定性预报方法具有一定学术和实用参考价值。     

聚变堆氚分析程序TAS1.0的设计与开发

氚是聚变堆的重要燃料之一,对聚变堆氚系统进行分析从而实行有效的氚控制是聚变研究的重要内容之一.在中国系列液态金属锂铅包层聚变堆概念设计研究基础上,利用现代软件工程方法及面向对象技术设计思想,发展了聚变堆氚分析程序TAS1.0,可用于聚变堆氚自持分析、氚燃料管理及氚安全性分析与研究,并可为聚变堆包层及燃料循环系统设计与分析提供技术支持.通过一系列的测试校验,表明了该程序的正确性与有效性.本文主要介绍该程序的系统设计、技术特点与程序测试.     

非能协安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

自然循环系统热工水力学特性的均相模型分析

在低压低干度汽水两相流稳定性实验研究的基础上,建立了对２００ＭＷ核共热堆热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００进行分析计算的均相模型。稳态流动特性和密度波振荡特性的分析结果表明：均相模型获得的稳流量分析结果大于实验值;均相型虽能得到高干度和低干度两个密度波振荡区域,但在低干度区域,不考虑地冷沸腾区时,均相模型给出的结果不能清楚显示出原本很狭窄的低含汽量流动不稳定区域及两条稳定边界。     

自然循环两相漂移流理论分析模型的建立

以5MW核供热堆试验回路（HRTL－5）为物理原型，从理论上推导了加热段欠热沸腾，上升段入口附近的冷凝，上升段闪蒸以及气空间压力平衡等关系式，并考虑了热力不平衡等因素的影响，建立了一个完整的四方程漂移流模型，该模型适用于分析低压低干度自然循环系统的流动问题，通过引入凝边界层，首次解决了两相流动过程中汽泡在过冷水中的冷凝问题，对汽空间则推导了压力及液位的约束方程，方程组可采用积分方法求解，并利用Rung-Kutta-Verner方法求解所得的微分方程组。     

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。     

5MW THR中间回路及余热排出系统

5MW THR中间回路的运行压力高于主回路0.2MPa,回路中的单一设备均可独立切断,余热排出系统以自然循环方式带出堆芯余热,排除了系统对外界动力的依赖性。