清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆的工程技术创新

清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一系列关键设备和零部件的制造与安装,使得整个工程项目顺利完工。在工程史研究中,技术工人做出的创新贡献并未引起学术界足够重视。本文表明,技术工人在工具、工艺、工序、制造与安装阶段的技术创新,亦是工程创新的重要保证。

壳式与池式核供热堆的比较

本文对壳式与池式核供热堆的设计参数进行了分析比较，对两种堆型的优缺点进行了对比，以供堆型选择参考．

核供热堆的研究发展现状及前景

本文论述了核能供热的重要意义,目前国内外核供热研究发展的现状,并从提高核供热堆的利用系数和扩大供热反应堆的应用方面,对核供热反应堆的综合利用途径进行了论述。由于核供热反应堆具有良好的固有安全性、良好的经济性及对环境污染小等优点,成本低于燃煤供热的锅炉房热能成本,是一种安全。经济而又清洁的能源,可节约大量煤炭,缓解运输的紧张状况,并能净化环境,所以核供热在中国是很有发展前途的。

5MW低温核供热试验堆(5MW THR)

本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理想热源。

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200)。本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性。NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽。NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化。

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。

人工神经网络在核供热堆故障诊断中的应用研究

运用人工神经网络技术对２００ＭＷ 核供热堆的故障诊断系统进行了研究， 并用事故工况下反应堆参数的实际值和趋势变化值分别对两个ＢＰ网络进行训练和检验， 两个网络诊断结果的综合得出最终诊断结果。经检验证明， 将两个网络结合的综合系统与单网络系统相比， 可提高诊断的准确性和适应性。

5MW核供热反应堆超声波棒位测量系统模块式电源设计

针对5 MW核供热反应堆(NHR-5)控制棒棒位测量指示系统因供电电源电路元器件老化出现输出电压不稳定问题,提出应对电源系统进行重新设计制作。新的设计方案采用模块化设计,整个电源系统由标准AC-DC开关电源模块和三端稳压器构成。与原分离元器件设计方案的比较结果表明,本设计方案除能为各控制棒棒位测量指示系统的功能模块正常供电之外,还提高了电源的稳定性以及可维护性。

一体化核供热堆Ⅱ型主回路单相自然循环实验比例分析与设计

小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项)。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1:1,平均表面热流密度比例为1:1,流道面积比例为1:210。

200MW核供热堆核能海水淡化及接口方案的研究

简要介绍了核能海水淡化的必要性以及２００ＭＷ核供热堆的技术安全特点，并从该堆的特点出发，探讨了它与海水淡化厂的１４种接口方案．通过经济、技术及安全性方面的分析比较，从中选取了适合２００ＭＷ核供热堆的较为理想的接口方案为：蒸汽发生器十ＭＥＤ海水淡化厂（单一产水方案）和蒸汽发生器＋汽轮发电机组＋ＭＥＤ海水淡化厂（水电联产方案）．

基于模糊推理的核供热堆故障诊断系统研究

介绍了基于模糊推理的核供热堆故障诊断系统的实现。工作结果表明 ,对于基于规则的推理系统来说 ,采用模糊推理的方法使推理结果较之传统的方法让反应堆运行人员更易接受。

200MW 核供热堆的非线性动态模型

本文为２００ＭＷ核供热堆建立了一个用于大功率运行范围控制系统仿真的非线性动态模型。模型除了采用点中子动态方程、集中参数的慢化剂温度和燃料温度负反馈等压水堆控制系统常用的建模方法之外，为了使模型适用于大功率运行范围，还重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响，以及二回路流量变化引入的非线性。仿真结果表明，模型具有较高的精度，可用于控制系统仿真。

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运行方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流量所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据。计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。

核供热堆主换热器的设计研究

描述了核供热堆主换热器的研究和发展现状。在大庆200MW核供热堆主换热器的基础上,把连续翅片加装在传热管束的外侧,大大提高了传热系数,从而设计了一种紧凑高效的主换热器。

核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法研究

提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则，介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等 3种吊装方法，并从 3种方法的技术可行性、安全可靠性、工艺成熟性，对厂房结构、土建安装施工、工程进度和投资的影响以及对工程项目管理水平的要求进行了分析比较。 3种吊装方法，不仅适用于核供热堆压力容器的吊装，也适用于沸水堆和高温气冷堆压力容器的吊装，并为各种堆型核电站采用模块化设计与施工提供了多方案的技术储备。

200MW 核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。

核供热堆──多效蒸发海水淡化流程

核供热反应堆技术的发展给海水淡化提供了经济、安全的新热源；核能供热和海水淡化联合系统为解决北方沿海城市供暖与供水提供了很好的途径；带吸收式热泵的多效蒸发淡化工艺是值得探讨的海水处理工艺流程。

200MW 低温核供热堆应急电力系统的可靠性分析

简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证了现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。

200MW核供热堆含钆可燃毒物棒

介绍了轻水堆可燃毒物的发展和钆可燃毒物的各种性能。采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ２，分析了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）采用含钆可燃毒物棒（钆棒）的各种设计考虑，并根据其设计参数，对不同含钆量的可燃毒物棒进行了稳态工况的性能分析。结果表明，ＮＨＲ２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计要求，并且有较大的安全裕度。值得注意的是，由于钆是强中子吸收剂，存在着自屏效应，引起钆棒径向功率分布随时间变化，造成芯块中心温度峰值更高，其结果造成相同功率的钆棒比普通燃料棒危险。