研究堆自然循环阀直径的选择与实验验证

为了确定某研究堆自然循环阀门直径,利用RETRAN-02分析模型,从自然循环阀(NCV)误打开和停堆后自然循环建立过程的角度,分析研究堆自然循环阀直径分别为150、200、250和300 mm时通过的流量、堆芯热通道的流量、燃料元件热点温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)的差异以及对反应堆安全的影响,最后选定NCV的直径为200 mm。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行多次全行程及不同高度的落棒实验,验证落棒过程的稳定性,测定控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行分析,建立落棒运动方程式,进而得到控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行了多次全行程及不同高度的落棒实验,验证了落棒过程的稳定性,测定了控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行了分析,建立了落棒运动方程式,进而得到了控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。     

研究堆低压电气贯穿件的密封性能

电气贯穿件的密封性能直接关系着整个反应堆的安全性能。为了使电缆贯通式的电气贯穿件能满足研究堆设计文件的密封性能要求,首先分析了贯穿件筒体和电缆密封的难点,针对遇到的难点,分别采取了法兰挤压硅橡胶板和电缆芯线灌胶密封的方法,对贯穿件的缝隙进行密封。利用氦质谱仪器,对低压电气贯穿件样机和电缆进行了密封检测实验,实验结果表明,电缆贯通式的低压电气贯穿件密封结构能满足研究堆的密封要求。     

可动线圈控制棒电磁驱动线验证试验

可动线圈控制棒电磁驱动线是新研制的一种反应堆用驱动线,靠电磁力驱动控制棒实现反应堆的开堆、停堆和功率调节。为突破其研制过程中的关键技术,进行了一系列的验证试验。通过原理性能试验,验证了设备研制的理论基础,实现了可行性的突破;通过行程试验和寿命考验,验证了设备的稳定性、可靠性,并得到了设备的运行特性参数;通过抗震试验,验证了设备在极端条件下的安全功能。性能试验得到的试验数据,可为该驱动线的安装、调试、安全运行提供依据。     

脉冲堆热工水力设计程序研制开发

介绍了中国核动力研究设计院自主开发的脉冲堆热工水力设计程序系统。它包括脉冲堆自然循环分析程序（MC－FLOW）、堆芯热工水力分析程序（MC－THAS）和脉冲堆瞬态分析程序（MC－TRAN）。采用原型堆的数据对程序进行验证，其结果表明：脉冲堆热工水力设计程序系统满足热工水力设计的要求，能够可靠地用于西安脉冲堆的设计。     

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.     

中国先进研究堆控制棒驱动线截断阀的设计与性能试验

中国先进研究堆(CARR)控制棒驱动线截断阀用于控制棒驱动机构检修时截断与主回路相通的通道,防止主回路冷却水的大量流失,是保证CARR堆检修安全和降低检修成本的重要设备之一.本文设计了气动式截断阀,实现了CARR堆检修控制棒驱动机构不需要放空冷却水以及辅助换料的功能,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证.结果表明,该截断阀的各项性能均满足设计要求.     

非对称条件下铅冷双环路自然循环系统抗扰动能力分析

自然循环铅冷快堆热交换器服役在高温、高压差、高密度和高腐蚀的恶劣环境下,易诱发传热管破裂和堵流事故,导致反应堆非对称热负荷或非对称阻力运行,对反应堆的安全稳定运行具有重要影响。本文以铅冷双环路自然循环系统为研究对象,采用无量纲分析方法,推导双环路系统自然循环流量理论解;分别开展不同负荷差或阻力差下自然循环系统扰动特性分析,采用拟合逼近的方法建立表征自然循环抗扰动能力的特征参数,并获得最佳抗扰动区间。研究结果表明,当系统引入一定的热负荷扰动和阻力扰动后,环路流量变化不大,此时系统抗扰动能力较强。      

一体化反应堆强迫循环转自然循环过程瞬态特性分析

核反应堆的自然循环可提供非能动余热排出能力,有利于提高反应堆的固有安全性。本文以一体化压水堆概念设计方案为对象,利用RELAP5/MOD3.4程序对强迫循环转自然循环过渡过程的瞬态特性进行分析,探讨了反应堆功率、主泵阻力、主泵转动惯量等因素以及不同运行策略对转换过程瞬态特性的影响规律。     

功能可靠性分析方法在XAPR堆芯自然循环可靠性评价中的应用

功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素,需要在其可靠性分析中予以考虑。基于功能可靠性评价流程,通过RELAP5程序模拟自然循环物理过程,对西安脉冲堆（XAPR）池水自然循环冷却堆芯能力的可靠性进行评价。结合中破口失水事故,根据包壳完整性的功能准则,确定影响自然循环的关键参数;采用拉丁超立方抽样确定输入参数组合,进行参数敏感性分析和功能可靠性评价,并将功能可靠性评价结果整合到概率安全评价（PSA）模型中。分析结果表明:在PSA模型中不仅需要考虑硬件可靠性,还应充分考虑功能可靠性,以更好地指导XAPR运行及提高其安全性。      

自然循环流动阻力系统特性研究

研究了闭式自然循环实验回路单相流动阻力的系统特性。结果表明：在本文的实验参数范围内，以一维充分发展强迫流动关系式为基础的计算结果与实验结果相比有一定的偏离，这与ＲＦＬＡＰ５／ＭＯＤ２程序对ＬＳＴＦ等装置及ＤｏｅｌＰｌａｎｔ的分析结果基本一致。建立了自然循环流动阻力系统特性的归一化分析数学模型对实验数据进行归一化分析，得到了一组新的自然循环系统等效摩擦阻力系数的经验关系式。本文较大地拓宽了该基础研究领域的实验数据范围，从系统的角度确证了自然循环与强制流动存在的差别并分析其机理成因，结论可供先进反应堆的研究和设计参考。     

Improvement in understanding of natural circulation phenomena in water cooled nuclear power plants

The IAEA has organized a coordinated research project (CRP) on “Natural Circulation Phenomena, Modelling, and Reliability of Passive Systems That Utilize Natural Circulation.” Specific objectives of CRP were to (i) establish the status of knowledge: reactor start-up and operation, passive system initiation and operation, flow stability, 3-D effects, and scaling laws, (ii) investigate phenomena influencing reliability of passive natural circulation systems, (iii) review experimental databases for the phenomena, (iv) examine the ability of computer codes to predict natural circulation and related phenomena, and (v) apply methodologies for examining the reliability of passive systems. Sixteen institutes from 13 IAEA Member States have participated in this CRP. Twenty reference advanced water cooled reactor designs including evolutionary and innovative designs were selected to examine the use of natural circulation and passive systems in their designs. Twelve phenomena influencing natural circulation were identified and characterized: (1) behaviour in large pools of liquid, (2) effect of non-condensable gases on condensation heat transfer, (3) condensation on the containment structures, (4) behaviour of containment emergency systems, (5) thermo-fluid dynamics and pressure drops in various geometrical configurations, (6) natural circulation in closed loop, (7) steam liquid interaction, (8) gravity driven cooling and accumulator behaviour, (9) liquid temperature stratification, (10) behaviour of emergency heat exchangers and isolation condensers, (11) stratification and mixing of boron, and (12) core make-up tank behaviour. This paper summarizes the achievements within the CRP for the first five phenomena (1-5).     

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.     

自然循环反应堆流量分配优化研究

由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。     

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势.     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

Analysis of SBO-ATWS Accident and Natural Circulation Capacity of DHR-200 Pool Type Low Temperature Heating Reactor

DHR-200 Pool Type Low Temperature Heating Reactor (DHR-200) was designed with natural circulation flap valve. In order to examine the safety of the DHR-200, the RELAP5 code was used to analyze the transient thermal-hydraulic characteristics and the natural circulation capacity under the station blackout anticipated transient without scram (SBO-ATWS). The results show that DHR-200 has enough negative temperature reactivity feedback effect. With the rising of the temperatures of the fuel and the coolant, finally the reactor can be shut down by the effect of the negative temperature reactivity feedback effect. After the accident, the natural circulation flap valve will be opened by passive means to establish a stable natural circulation, and then the residual heat of the core can be removed to pool of the reactor. Therefore, it is demonstrated that the DHR-200 has good inherent safety features.