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。     

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。     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳态性研究

对于自然循环低温核供热堆的压水运行工况,在发生丧失全部热阱ATWS事故时,由于功率下降滞后于流量下降,反应堆在事故过程中可能进入低干度两相流不稳定区,堆功率及流量出现较大幅度的振动。本文针对这一现象,分析了物理机制及参数影响,指出通过加大慢化剂负温度系数,或提高堆芯出口过冷度,或减小烟囱面积,可避免出现这种振荡。     

自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳定性研究

对于自然循环低温核供热堆的压水运行工况,在发生丧失全部热阱ATWS事故时,由于功率下降滞后于流量下降,反应堆在事故过程中可能进入低干度两相流不稳定区,堆功率及流量出现较大幅度的振动。本文针对这一现象,分析了物理机制及参数影响,指出通过加大慢化剂负温度系数、或提高堆芯出口过冷度、或减小烟囱面积,可避免出现这种振荡。     

低温核供热堆流动特性分析

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进     

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。     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

低温核供热堆流动特性分析(英文)

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进口过冷度相当宽范围内(OK<ΔT<28K),对系统流条件,存在3个区域,即稳定的两相流,整体和过冷沸腾不稳定流和过冷沸腾以及单相稳定流。给出了系统流量在小热流密度扰动下的响应特性。在此基础上给出了稳定边界图的计算和实验值。     

5MW低功率堆本体结构设计

本文介绍了5MW 低功率反应堆(5MW LPR)本体结构设计的指导思想、材料选择、工艺参数、堆芯布置及结构特点。堆本体是反应堆的核心部分,设计的内容包括燃料元件、控制棒、反射层、辐照管、屏蔽、核测量装置的结构和布置,堆芯支承形式和堆内构件的装配等。     

一种简单可行的核供热方案——介绍两种池式低温供热堆

介绍了功率为120MW,供应90℃热水的两种深水池式供热堆(DPR)。反应堆堆芯放置 在一个大而深的水池底部,其活性区高为110cm,当量直径为174cm。其中DPR-1堆芯是自然循环冷却,而DPR-3是强迫循环冷却。由于反应堆在常压下运行,不会发生堆芯熔化事故,安全性好,可靠性高,技术上可立足国内。因此,这种深水池供热堆具有商用价值。     

一种简单可行的核供热方案——介绍两种池式低温供热堆(英文)

介绍了功率为120MW,供应90℃热水的两种深水池式供热堆(DPR)。反应堆堆芯放置在一个大而深的水池底部,其活性区高为110cm,当量直径为174cm。其中DPR-1堆芯是自然循环冷却,而DPR-3是强迫循环冷却。由于反应堆在常压下运行,不会发生堆芯熔化事故,安全性好,可靠性高,技术上可立足国内。因此,这种深水池供热堆具有商用价值。     

我国第一座低温核供热反应堆满功率运行成功

由清华大学核能技术研究所负责设计、研究与建造的我国第一座5MW 低温核供热试验反应堆,于1989年12月19日顺利完成72小时满功率连续运行试验。这是我国在核能和平利用领域取得的一项突破性进展。5MW 低温核供热堆的建设是国家“七五”计划重点科技攻关项目——低温核供热堆技术开发的重要内容。该反应堆于1985年开始进行工程设计,1986年3月在清华大学核能所正式动工兴建,于1989年5月完成反应堆及各系统安装,9月顺利完成冷、热调试,通过由国家核安全局组织有关专家系统地进行的安全评     

低压低含汽量自然循环系统密度波振荡的非线性特性研究

用时域方法研究了低压低含汽量自然循环系统的非线性密度波不稳定性。发现存在于系统的两种密度波不稳定的非线性振荡形式,研究了两种振荡的特性、机理及其影响因素。得到如下一些重要结论:1.不稳定区域密度波振荡为有限的持续振荡。靠近稳定边界时,系统发展为等幅的持续振荡,且随着过冷度的增加振幅加大;远离稳定边界时,密度波振荡耦合可压缩性密度波振荡,呈变幅的有限振荡。2.核功率和空泡份额耦合反馈对密度波振荡的影响取决于热流密度滞后的相位,对5MW核供热堆主回路系统来说,起激励作用。3.加大堆芯出口水力提升段的质量惯性能有效地抑制可压缩性密度波振荡,提高系统的稳定性。     

低压低含汽量自然循环系统密度波振荡的非线性特性研究

用时域方法研究了低压低含汽量自然循环系统的非线性密度波不稳定性。发现存在于系统的两种密度波不稳定的非线性振荡形式,研究了两种振荡的特性、机理及其影响因素。得到如下一些重要结论:1.不稳定区域密度波振荡为有限的持续振荡。靠近稳定边界时,系统发展为等幅的持续振荡,且随着过冷度的增加振幅加大;远离稳定边界时,密度波振荡耦合可压缩性密度波振荡,呈变幅的有限振荡。2.核功率和空泡份额耦合反馈对密度波振荡的影响取决于热流密度滞后的相位,对5MW核供热堆主回路系统来说,起激励作用。3.加大堆芯出口水力提升段的质量惯性能有效地抑制可压缩性密度波振荡,提高系统的稳定性。     

一体化汽-气稳压器动态特性研究

低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可较好地预测汽-气稳压器的动态特性。基于此计算模型,对采用一体化汽-气稳压器的NHR-Ⅱ系统稳压动态特性进行研究,结果表明NHR-Ⅱ动态功率调节过程中,系统压力和温度均出现滞后现象;在压力变化滞后阶段堆芯出口过冷度会急剧下降,但堆芯出口最小过冷度仍在安全范围内,系统安全。     

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。     

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。