水力驱动控制棒静态特性实验研究

对水力驱动控制步进缸的静态保持特性进行了大量实验研究。获得了水力步进缸的静态保持流量范围和其随温度的变化规律,分析了静态特性与步进缸设计参数之间的关系。结果表明：步进缸的设计参数（重量、对孔尺寸）确定其静态保持流量范围;随温度的升高、最大、最小静态保持流量有所增加;同一温度下不同步位上的静态保持流量范围趋于一致。     

5MW核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统

介绍了５ＭＷ核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统的功能与特点，以及提高系统可用性和安全性的技术措施。本系统与控制棒水力传动机械相匹配，构成完整的控制系统，用来完成堆的反应性控制。其性能稳定可靠、抗干扰能力强。成功地用于５ＭＷ供热堆，并满足其运行的要求。     

5MW THR控制棒水力驱动系统安全分析与评价

5MW THR 采用新型的控制棒水力驱动系统,本文对系统的安全特性进行了全面分析。由于该系统的设计是以非能动系统为基础,并实现了传动、导向一体化,故该系统具有可靠的固有安全特性,在任何失效事故下,都能保证反应堆安全停堆。     

水力驱动控制棒静态特性理论分析

对水力驱动控制棒步进缸的静态保持特性进行了理论分析。揭示了水力步进缸的静态保持流量范围和其随温度的变化规律 ,分析了静态特性与步进缸设计参数之间关系。结果表明 :步进缸的设计参数 ,重量、对孔、迷宫、放气孔尺寸等 ,确定了其静态保持流量范围 ;水密度随温度的变化 ,决定了最大、最小静态保持流量的温度特性     

控制棒水力驱动系统的设计和研究

分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统的设计特点;系统中主要设备的设计特点及特性;旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明：ＨＤＳＣＲ和各设备的设计合理,运行可靠;各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度,而且改善了系统的温度特性;系统安全能满足２００ＭＷ核供热堆对控制棒驱动机构的要求。     

水力控制棒驱动系统的步进过程基本理论模型

从理论角度深入阐述，解释水力控制棒驱动系统这一新技术的工作机理，为进一步的分析，研究工作及推广应用该系统建立理论基础。文章介绍了水力控制棒驱动系统的工作原理，在合理简化，假设的基础上建立了水力控制棒驱动系统步进过程的理论模型，并给出了其相应的数学描述，针对几种实际工况进行了计算，并与实验结果进行比较，结果表明，理论计算结果与实验结果相吻合，验证了该模型的合理性和可行性。     

5MW THR控制棒水力驱动系统的设计及实验研究

控制棒水力驱动系统是不同于一般水动力堆使用的电磁-机械式传动系统的新型传动装置。它以反应堆冷却剂(水)为工作介质,经泵加压后,注入安装在压力壳内的水力步进缸,通过流量来控制水力步进缸外套作步进式运动,拖动与之相联的中子吸收元件。5MW HTR 是世界上首座使用这种传动的反应堆。采用该传动是为得到更好的安全特性,更可靠的驱动特性和良好的经济性。     

HR-200 MW槽孔式水力驱动控制棒阻力系数的计算

针对HR 2 0 0MW槽孔式水力驱动控制棒槽对孔处的阻力系数 ,在总结阻力系数经验公式的基础上 ,建立计算模型 ,推导出阻力系数公式 ,并进行了理论分析。分析结果表明 :阻力系数随槽与孔重合面积的增大而减小 ;步进缸内孔越大 ,阻力系数越小 ,但内孔增大到一定的值后 ,阻力系数趋近于某一个定值。为HR 2 0 0MW的工程设计奠定了理论分析基础     

水力驱动控制棒冷态极限落棒能力分析

为了验证控制棒水力驱动系统在卡棒和倒置等极限工况下的停堆可靠性，在200MW低温核供热堆控制棒水力驱动系统的1：1实验台架上进行了冷态极限落棒实验，通过对实验结果的分析。得到了在发生卡棒事故时控制棒的落棒能力，揭示了落棒机理，建立了正置时控制棒插入堆芯的模型，并用实验数据验证了该模型的正确性，建立了倒置时控制棒插入堆芯的模型，获得了倒置时控制棒的插棒能力。     

核供热堆控制棒位置测量改进系统

本文介绍了核供热堆控制棒位置测量系统的改进方法,该系统由带触摸屏的液晶彩色图像显示器和专门的超声波电子测量系统组成,它具有可靠性好,人机对话方便,以及抗干扰能力强的特点。     

大庆200MW低温堆换热器水力学模拟实验研究

通过１∶２的实验模型，对大庆２００ＭＷ低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明：当Ｒｅ＞５０００时，换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生２次流量漂移现象时，各系统参数的变化过程。为大庆２００ＭＷ低温核供热堆主换热器的最终设计提供了实验基础。     

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。     

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。     

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。     

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。     

5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。     

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低温核供热试验站运行特性的实验研究

为了揭示5MW核供热堆的运行特性,进行了一系列实验,包括正常运行的扰动,负荷改变的跟随特性和反应性引入的过渡特性。实验结果表明:当负荷改变±40%和反应性引入2mk,在没有任何外部干预下,反应堆都能安全和安稳地过渡到另一个稳定状态。     

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。