5MW低功率堆72小时满功率运行试验

本文介绍了5MW 低功率堆(5MW LPR)满功率连续运行概况及运行经验。试验结果表明,反应堆本体及各工艺系统性能均达到设计要求,可正常运行,并且本堆有较大的热工安全裕度。     

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。     

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低功率试验反应堆在我国建成

由中国核动力研究设计院自行设计、建造的5MW低功率试验反应堆于1991年8月2日正式建成并顺利完成72小时满功率连续运行。该堆为“游泳池”式试验反应堆,使用高通量工程试验堆用过的平均比燃耗小于百分之四十的核燃料,其额定热功率为5MW,最大热中子通量为8.03×10~(13_)n/cm~2.S,最大快中子(E_n≥     

5MW低功率堆调试

本文介绍了5MW 低功率堆(5MW LPR)调试文件的制定。调试的实施以及重要调试结果。调试结果证明:各种参数完全满足设计指标要求,5MW LPR 是可运行的。     

5MW低功率堆物理启动

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)首次装料及首次临界试验。由于本堆使用有燃耗的燃料元件,铍作反射层,光激中子成为强的内中子源,其强度随着燃料元件装量的增加而增加。因此,装料时元件法外堆结果有较大的涨落,但整个装料过程是安全的。在次临界下,做了控制棒相对效率曲线,然后,提升控制棒,进行计数外推,达到首次临界。     

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低功率反应堆（5MW LPR）

本文概括地介绍了5MW LPR 的主要设计参数、设施及特点。本堆主要特点是使用 HFETR的卸料燃料元件,并设置了可对堆内每根元件进行监测的破损监测系统。本堆可进行单晶硅中子辐照掺杂、钼-锝同位素生产及宝石辐照着色等。     

5MW低功率堆物理计算

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)的物理设计。堆芯32盒燃料元件按入堆初始燃耗分三区布置,可提供的总后备反应性△k_(eff)=0.09084。后备反应性的裕量很大,运行寿期受入堆元件初始燃耗的限制。卸料元件~(149)Sm 含量的减少释放正的反应性,故在达到平衡氙后的几天里,将会引起控制棒下插。     

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

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。     

Seawater desalination plant using nuclear heating reactor coupled with MED process

A small size plant for seawater desalination using nuclear heating reactor coupled with MED process was developed by the Instituted of Nuclear Energy Technology,Tsinghua University,China,This seawater desalination plant was designed to supply potable water demand to some coastal or island where both fresh water and energy source are severely lacking ,It is also recommended as a demonstration and training facility for seawater desalination using nuclear energy. the desing of small size of seawater desalination plant couples two proven technologies:Nuclear Heating Reactor(NHR) and Multi-Effect Destination (MED) process.The NHR desing possesses intrinsic and passive safety features,which was demonstrated by the experiences of the project NHR-5.The intermediate circuit and steam circuit were designed as the safety barriers betewwn the NHR reactor and MED desalination system.Wihin 10-200MWt of the power range of the hating reactor,the desalination plant could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The desing concept could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The design concept and parameters,safety features and coupling scheme are presented.     

Some features of the nuclear heating reactor (NHR) design in China

A 5 MWt experimental nuclear heating reactor (NHR) was started at the Institute of Nuclear Energy Technology (INET) in 1989 and has operated successfully for space heating for four winters. Therefore, a commercially demonstrated NHR with output of 200 MWt has been developed by INET. This paper presents the safety characteristics of NHRs. It is proved that the reactor core would always be flooded under water. Some features of the integrated arrangement, hydraulic control rod drives and storage of spent fuel assemblies in a pressure vessel are described.     

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。     

The design characteristics and construction experiences of the 5 MWt Nuclear Heating Reactor

The 5 MWt Nuclear Heating Reactor (NHR-5) is the first operated nuclear heating plant with an integrated vessel type light water reactor cooled by natural circulation. The NHR-5 was developed by the Institute of Nuclear Energy Technology. After about 3.5 years construction, the NHR-5 has reached criticality on November 3, 1989 and full power operation on December 16, 1989. Then the reactor has been operated successfull for three years in winter for space heating. The operational experience shows that NHR-5 has good inherent and passive safety features and excellent operation performance.     

Design of the exhaust system in the confinement of the HTR-10

The modular high temperature gas-cooled reactor has a vented confinement instead of a gastight pressurized containment due to its passive safety features. The safety class negative pressure exhaust system is used in the heating, ventilation and air conditioning system to fulfill all kinds of safety-related functions at the normal operation and during accidents. This paper introduces and reviews the design of safety class negative pressure exhaust systems of the 10 MW high temperature gas-cooled reactor-test module.     

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。