核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

利用模拟退火算法对200 MW供热堆堆芯核设计的优化

对 2 0 0 MW核供热堆装载模式 (燃料组件布置、可燃毒物棒根数和可燃毒物质量分数配置 )进行了优化。利用模拟退火算法和先进格林函数节块法进行多步燃耗优化计算。引入敏感性系数 ,并通过敏感性分析的方法决定优化参数 ,因此在单目标和多目标优化时均取得了明显的效果。对组件布置和可燃毒物质量分数的优化计算结果表明 ,在不改变原有的富集度和组件类型的前提下 ,与参考值相比 ,优化后的循环长度、功率峰因子和卸料燃耗均有明显的改善。该燃料管理方法不仅可用于低温堆而且也可以推广到压水堆     

核供热站—安全,清洁,现实而又经济的新能源

开发200兆瓦核供热堆工程技术是“八丘”期间能源技术发展的六项主要任务之一。工程主体就是建造200兆瓦低温核供热示范站,目前已经国家立项在吉林市建造。这项工程是在清华大学核能研究院研制的5兆瓦低温核供热试验站的基础上进行的工业示范项目。 5兆瓦试验性低温核供热站于1989年12月19口顺利实现连续满功率运行,是世界上第一座使用新型水力控制棒传动的一体化自然循环壳式低温核供热反应堆。迄今,已连续两年为核能技术设计研究院5万平方米的建筑物供暖。对于5兆瓦低温核供热堆,国家核安全局的审评鉴定为:“能满足核安全的基本要求,不致对工作人员、公众和环境造成损害和污染”。一、低温核供热站的构成及工作原理低温核供热站的主要构成见图1。它包括:1.产生热     

用于海水淡化堆的闪蒸器蒸汽发生系统

核电站蒸汽发生器出现故障的几率较高。为减少蒸汽发生的质量和体积 ,提出用降压闪蒸的方法来产生蒸汽以替代蒸汽发生器。结合 10 MW核供热堆海水淡化系统 ,分析了闪蒸器蒸汽发生系统的特点。改进设计后 ,闪蒸器的体积比蒸发器小 4 0 % ,质量小约 80 % ;使用闪蒸器旁路调节对改善运行特性起很大作用。该设计拟用于摩洛哥核能海水淡化示范系统中。     

低温供热堆换热器的实时仿真研究

根据200 MW低温供热堆换热器的非标准结构特点,在流体以三次叉流自然循环方式冲刷一次侧管束的情况下,建立了合理的数学物理模型.通过编制程序,应用组合的效能 传热单元数法和平均温压法 2 种方法,对各控制体进行了传热特性分析.该程序能准确地计算出换热器两侧的功率、流量、温度耦合变化的相互影响,求得换热器两侧各控制节点的温度变化规律.结果表明:求解非刚性方程的阿当姆斯数值方法的计算速度要快于求解刚性方程的吉尔方法,2种计算方法的误差不超过 5%.证明了阿当姆斯方法更适合低温供热堆的换热器实时仿真.计算仿真为200 MW低温供热堆的设计和安全运行提供了可靠依据.     

核供热堆压力壳组合阀接管热应力的有限元分析

运用非线性有限单元法对200 MW 核供热堆压力壳组合阀接管的热应力进行了研究和数值计算,得到了压力壳组合阀接管的热应力分布情况,为核供热堆压力壳组合阀接管的强度校核提供了依据。     

我国第一座低温核供热反应堆启动运行成功

清华大学核能技术研究所研究与建造的我国第一座5兆瓦低温核供热试验反应堆于1989年11月11日启动运行成功。这是我国在核能开发和利用领域取得的一项突破性进展。这个反应堆采用一体化自然循环壳式轻水堆方案,具有优异的固有安全特性。反应堆设置有压力壳和安全壳双重安全屏障,并没有中间隔离回路,因而既简单可行,又安全可靠。5兆瓦堆还采用了新型水力驱动控制棒系统,这种控制棒为我国所独创、也是世界上首次成功地应用于反应堆的新型控制棒系统。5兆瓦低温核供热堆的主要设备均为国产;也是世界上第一座投入运行的壳式核供热堆,技术上达到了国际先进水平。低温核供热堆是近年来出现的专门用于城市集中供热供暖的,安全性能好的新型核动力堆。它为核能的和平利用开辟了一条新途径。目前,苏联、加拿大、联邦德国、瑞士等十多个国家已经开展了低温核供热堆研究,除苏联外,大都处于工程设计阶段。5兆瓦低温堆的建成和运行成功,使我     

小型热电联供沸水堆CR-200研究

为了扩大 ２００ ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）的应用范围并改善其经济性，初步探讨了在ＮＨＲ－２００的技术基础上，发展热电联供小型反应堆的可能性。提出了核反应堆实现热电联供的几种可能方案，并用编制的计算机程序对其效益进行了分析；提出了小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００的一回路方案设计，用最佳热工水力估算程序ＲＥＴＲＡＮ－０２和编制的蒸发器设计程序对ＣＲ－２００作了初步的一回路稳态热工设计和稳定性分析。结果表明，以ＮＨＲ－２００为基础并作一些改进，有可能发展成为小型热电联供沸水堆ＣＲ－２００，该堆具有比低温供热堆ＨＲ－２００更好的经济性。     

用ATHLET程序分析NHR-5功率自跟随实验

ATHLET是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了全面评估ATHLET程序应用于清华大学核能与新能源技术研究院建造5MW低温核供热实验堆(NHR-5)的适用性,该文建立了5MW低温供热堆的ATHLET输入模型,以功率自跟随实验为模拟对象进行验证性计算分析。将结果与对应的实验结果、RETRAN-02程序的计算结果进行比较。曲线显示:反应堆上腔体压力、堆芯入口温度的ATHLET计算值和实验值之间的差异分别达到2×10-2M Pa和2.5K。分析结果表明,燃料元件表面过冷沸腾的空泡反应性反馈对取得良好的模拟计算结果有重要作用。     

NHR-200堆内液位测量传感器研究

用稳压器液位测量结果表征压水反应堆内冷却剂装量，已不能满足核安全要求；一体化、双壳式的ＮＨＲ－２００（２００ＭＷ核供热堆）中，传统的差压式核级液位计难以实现其液位测量。为此，基于发热体在气体和液体中放热系数的显著差异，提出了变液位测量为温差测量的加热式铠装热电偶方案，试制了铠装液位传感器，并在模拟实验装置中进行了试验。理论计算和试验结果表明，该传感器原理正确，性能可靠，结构可行，可作为ＮＨＲ－２００堆内水位测量的液位传感器。     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

控制棒位置测量组合编码电感传感器

控制棒位置是核反应堆最重要的运行参数之一。对于一体化的低温供热堆，棒位测量传感器必须安装在压力容器内，其运行环境及结构空间比压水堆更为苛刻。传统的线圈编码电感传感器线圈数量多、结构复杂。基于理论分析，提出了组合编码方案，所用线圈大大减少。进而进行了编码原理、环境温度影响等试验研究。结果表明：组合编码电感位置传感器原理正确、结构简单、运行可靠，可望发展成２００ＭＷ核供热堆控制棒位置测量的适用传感器     

Licensing of the Construction Permit of the NHR-200

ＩｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎＩｎｏｒｄｅｒｔｏｍｉｔｉｇａｔｅｔｈｅｐｒｏｂｌｅｍｓｏｆｅｎｅｒｇｙｓｈｏｒｔａｇｅ，ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌｐｏｌｌｕｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｏｖｅｒｂｕｒｄｅｎｅｄｔｒａｎｓｐｏｒｔａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｓｉｎＣｈｉｎａ，ｕｎｄｅｒｔｈｅｓｕｐｐｏｒｔｏｆｔｈｅｓｔａｔｅ，ｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｈｅａｔｉｎｇｒｅａｃｔｏｒ（ＮＨＲ）ｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙｔｈｅＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（ＩＮＥＴ），ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉ…     

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。     

简化沸水堆(SSBWR-200)的热工设计和事故分析

设计开发了新一代小型先进简化沸水堆— SSBWR-2 0 0。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力学控制棒传动系统、非能动余热载出系统以及取消堆芯紧急冷却系统、安全壳冷却及喷淋系统等先进设计。通过引入反应性扰动以及对 6种典型事故的计算分析 ,结果表明 :SSBWR- 2 0 0具有良好的稳定性和安全性 ,可以应用于热电联供、区域供热、海水淡化等多种目的     

用核供热堆开发高凝油田的经济评价

为了进一步拓宽核供热堆应用的领域，降低油田采油成本，在对大庆萨北过渡带１６．９ｋｍ２的高凝油藏开展历史拟合、热水驱替的开发方案和实施热流体循环工艺研究的基础上，对配置不同方案的核供热堆和燃油锅炉提供热源开发油藏进行了针对性研究，结果表明，利用核供热堆提供热源来进行高凝油开发的供热成本大约是燃油炉的三分之一，按２０ａ的生产期计算，净生产原油和净盈利大约是燃油炉方案的４倍。从经济性和运行可靠性来讲，采用双堆单炉的方案是比较合理的     

NHR-200主换热器传热管振动分析

根据２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）主换热器的设计工况，针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理，依目前换热器设计所通常采用的防振判据，对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明：ＮＨＲ－２００主换热器在其设计工况下运行时，不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动，如果运行偏离设计工况，那么Ｕ型管的弯管区是首先引起注意的区域；在设计工况下，传热管各区不会产生疲劳破坏，传热管的相互碰撞和剪切与磨损的破坏。     

WIMSD4-SN 程序系统的校核计算

为了校验ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统能否用于２００ＭＷ核供热堆组件计算，利用燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ对其进行了一系列的校算，得到结论：１）ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统在归并低温堆燃料棒栅元参数时，等效栅元模型与普通栅元模型有较大差别，最终证明应该用等效栅元模型。并且，在不含毒物棒情况下，等效栅元可作为组件计算的近似；２）在组件不含Ｇｄ情况下，ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ可以用于组件计算，在含Ｇｄ可燃毒物质量分数较高时，不适于进行组件计算。     

用低温核供热堆进行海水淡化

本文论述了用核能作为海水淡化能源对于减少环境污染的重要作用。在这方面，低温核供热堆是一种合适的堆型。多效蒸馏法是目前最有发展前途的一种海水淡化工艺。水平管液膜蒸发器具有先进的综合指标，是可供优先选择的一种蒸馏设备。