5MW低温核供热试验堆正式投入运行

为了解决我国北方城市能源供应紧张、运输负担过大、环境污染严重,发展低温核供热堆,实现“以核代煤”将是城市集中供热的重要途径。早在1981年清华大学核能技术研究所就提出了在我国发展低温核供热堆的倡议,并于1983—1984年冬季利用核能技术研究所原有的屏蔽试验堆进行了核能供热的试验,取得了满意的结果。与此同时,还开展了低温核供热堆的方案选择与研究。根据我     

Research and Development of Nuclear Heating Reactors in China

ＲｅｓｅａｒｃｈａｎｄＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒｓｉｎＣｈｉｎａＷａｎｇＤａｚｈｏｎｇ（王大中）；ＺｈｅｎｇＷｅｎｘｉａｎｇ（郑文祥）；ＬｉｎＪｉａｇｕｉ（林家桂）；ＭａＣｈａｎｇｗｅｎ（马昌文）；ＤｏｎｇＤ...     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、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人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

200MW供热堆堆芯结构抗震试验模型设计的若干问题

为了保证 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构在地震时的完整性、控制棒通道在地震时畅通，和供热堆的抗震安全，有必要进行全尺寸的堆芯单元模型的抗震试验。从 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构的特点出发，研究了模型设计的原则和动力学相似的问题，重点对堆内支承，燃料组件和锆盒等重要部件的动力学简化原则进行了阐述，利用有限元法分析了堆芯结构的动力学特性，讨论了试验模型和计算模型的关系，以及支架的设计问题，为台架试验打下了基础。通过本研究，不仅可对供热堆设计方案的性能进行恰当的评价，而且可指出进一步改善设计使结构达到优化的方向，保证供热堆的安全运行。     

现代研究堆技术与安全发展的特点

介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是：以某些功能为主,一堆多用;高通量的紧凑堆芯;提高自动化控制水平,减轻对运行人员的要求;两套独立的停堆系统;较大的负温度系数;采用非能动安全系统和可靠的余热排出系统等。     

水力驱动控制棒的失重和超重工况运动特性

针对将水力驱动控制棒系统应用于可移动海水淡化装置时可能会遇到的失重、超重等问题,该文模拟装置以不同方式变速上升或下降较大距离,建立理论模型分析控制棒的运动特性。通过对计算结果进行分析,得出不同温度、流量下水力驱动控制棒系统不出现异常提棒现象的临界加速度。结果表明,对于200MW低温核供热堆装置,可移动海水淡化装置的上升和下降加速度均应小于0.112g。     

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。