低温供热堆热循环方式分析

详细分析讨论了低温供热堆的热循环方式，列举了几种适合低温供热堆热电联供热源和冷源特点的动力循环方式。根据５ＭＷ、２００ＭＷ、５００ＭＷ低温供热堆热电联供热源和冷源特点，对各循环方式作了详细计算，分析、比较。结果表明，不同堆参数所提供的热源，要求不同的循环方式与之相适应。     

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。     

池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算

自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。     

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。     

低温供热堆断电事故（ATWS）分析

文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。     

120MW池式低温供热堆

简介深水池３型（ＤＰＲ－３）供热堆的结构特点、安全性、经济性及辐照应用。     

200MW低温供热堆先进报警技术

报警系统对于防止低温供热堆事故工况的发生及事故的扩大具有重要作用。核电厂传统的报警系统存在着报警雪崩等缺陷。２００ＭＷ低温低热堆报警系统一方面采用可编程控制器改进报警系统的传统功能。另一方面利用计算机技术及ＣＲＴ显示技术，提高报警智能化程度，提高了报警系统的可靠性，大大增强了报警功能，改善了人机接口，从而提高低湿供热堆的运行安全性。     

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。     

200MW低温供热堆组件群参数计算方法的比较

介绍了200MW低温供热堆组件中子学计算中使用的两种程序方法:1)输运理论SN方法;2)穿透几率方法.做了两种方法特点的分析比较,并做了例题的校算.通过对理论模型和处理方法的分析,以及实例结果的比较,两种方法各有特点,都适于低温供热堆组件中子学计算,提供较好的群常数和组件内功率分布.     

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。     

INET-5MW区域供热模式堆的启动研究(英文)

介绍了INET-5MW反应堆,给出了此堆的热工水力设计参数及主要特性,分析了其启动过程及热工水力不稳定性对此过程的影响。INET-5MW反应堆启动的主要困难是从常压到正常工况要经过不稳定区域。为了避开不稳定性,我们认为启动过程应分为两个阶段。本文给出了三种启动方案的由DACOL程序计算的结果,并进行了对比分析。同时,对每个方案检查了是否可能产生不稳定性。结果表明,这三个方案的启动过程均未发生不稳定现象。因此,可以认为INET-5MW反应堆可以安全稳定地达到运行工况。最后,本文给出了不稳定性对低温核供热堆沸水方式启动影响的几点结论。     

失水事故排放过程中的不稳定性

叙述了低温供热堆发生上空腔小破口失水事故后，自然循环系统的不稳定性，揭示了在排放过程中，由于冷却剂闪蒸现象引起的系统两相流不稳定性，以及在排放不同阶段中流量振荡特性。     

5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。     

氢化锆固态零功率反应堆的物理计算

采用ＣＩＴＡＴＩＯＮ扩散程序，利用１２３群的ＳＣＡＬＥ－４５通用截面库计算氢化锆固态零功率反应堆的Ｋ＿（ｅｆｆ）、ι、β＿（ｅｆｆ）以及控制棒和安全棒的价值。将Ｋ＿（ｅｆｆ）、控制棒和安全棒的价值与实验测量值予以比较，两者符合较好。     

核能海水淡化与低温核供热堆的应用

淡水短缺将逐渐成为世界性问题。海水淡化是解决淡水短缺的重要途径之一。利用核能做为海水淡化能源在技术上和经济上都是可行的,并对保护环境有重要意义。本文提出了200兆瓦核供热堆与多效蒸发淡化工艺组合的核能海水淡化方案。着重论述了其安全性和改善其经济性的措施。这种核能海水淡化系统用于北非地区提供淡水具有较好前景。     

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。     

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

在２００ＭＷ核供热堆水力学实验回路上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１：１的实验本体,模拟条件下为几何形状,雷诺数相同。