核供热反应堆重力注硼系统分析

重力注硼系统不仅设备简单、经济，而且具有非能动安全特性。本文采用一组双组份两流体方程式描述系统的物理过程，分析注硼过程中系统参数的变化。分析结果表明，系统工作可靠，能够确保堆芯的安全。

重力注硼系统压力响应特性实验研究

为了研究200MW低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应特性 ,建造了重力注硼模拟系统 ,并根据实际注硼系统的热工水力特性 ,给出了模拟相似准则。实验中 ,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽液相管道阻力特性、汽液联通方式、堆芯罐与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。实验结果表明 ,在完全模拟实际系统上空腔体积比的情况下 ,热态压力平衡时间较冷态时稍长 ,约为3s ,注硼响应时间约为6s,上述各参数对响应特性影响都不大 ,故可证实该系统是可以实现安全停堆的。增加注硼罐上空腔体积后各参数对压力平衡时间的影响较增加前有所不同 。

核供热堆注硼系统喷射泵的特性研究

注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性，实验的压力为０．１～１．５ＭＰａ，温度为２０～１９８℃，喷射泵工作喷嘴直径为１～８ｍｍ，注入流量为０．１～０．８ｋｇｓ－１。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于５ＭＷ核供热堆注硼系统中。

200MW 核供热反应堆重力注硼系统模拟研究准则

描述了２００ＭＷ核供热反应堆（ＮＨＲ－２００）重力注硼系统启动时发生的各种热工水力学现象。推导了描述该系统动态特性的微分方程组。在此基础上提出了在缩小比例的实验系统上进行模拟实验研究时应遵循的模拟准则，即几何准则，联通准则，流动准则，汽化准则及冷凝准则。分析了各准则在注硼系统动态过程中的作用及相对重要性。给出了在几种简化条件下描述该重力注硼系统的微分方程组及模拟准则。此研究对建立重力注硼模拟研究系统，对分析该系统的热工、流动及工作特性，对ＮＨＲ－２００的安全都有重要意义。

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。

供热堆中影响重力注硼速度的因素

重力注硼系统不仅设备简单、经济，而且具有固有安全的特点。本文采用一组双组分两相流体五方程式描述系统的物理过程，分析影响注硼速度的因素。分析结果说明：在所关心的范围内，反应堆压力容器内不凝结气体的分压力和注硼管直径的影响最大。

核电站SGTR事故缓解措施及事故运行管理

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)作为核电站的设计基准事故,与一回路冷却剂丧失事故(LOCA)有些相似,又有些不同。本文分析了发生SGTR的原因,介绍了某核电站发现SGTR的探测手段和用于专门应对SGTR事故的安全设计。最后,分析得出处理SGTR事故的基本策略和流程,阐述SGTR时操纵员干预对机组安全的影响。