NHR 5负荷自跟随特性与机理的分析

用带有高过冷沸腾模型的ＲＥＴＲＡＮ０２ 程序对５ ＭＷ 核供热堆（ ＮＨＲ５） 负荷增加５０ ％ 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析， 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加３０ ％ 和失去全部负荷两种工况的安全性进行了分析， 结果表明反应堆是安全的。同时发现了自然循环冷却的反应堆在负荷变化后， 堆芯流量首先变化， 然后导致堆芯内与流量有关的参数（ 例如空泡份额） 变化， 本文给出了负荷自跟随这类瞬态过程的特征。讨论了空泡的变化规律和控制棒回水温度对自然循环流量的影响。