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 。

重力驱动及重力注硼系统研究

重力驱动系统是非能动系统的主要类型 ,具有安全、经济、可靠性高等多项优点 ,发展潜力很大。本文对非能动系统和重力驱动系统的研究现状进行了综合分析。结合各国重力驱动系统的结构 ,探讨了各国设计研究的特点。介绍了重力注硼系统的结构 ,并与国外设计进行了对比分析 。

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。

低温供热堆重力注硼模拟系统试验方案研究

NHR200- Ⅱ型低温供热堆是清华大学在 NHR200- Ⅰ型低温核能供热技术的基础上,通过提高反应堆堆内参数的方式,拓宽核供热堆技术的应用领域,即除可应用于集中供热和热法海水淡化领域外,还可应用于工业蒸汽、热膜混合法海水淡化和集中制冷以及热电联供等领域。本文以 NHR200-II 型低温供热堆中重力注硼系统为例,从非能动过程(蒸汽 / 氮气混合汽体由主回路压力容器流入注硼罐汽空间及硼溶液注入堆芯)中各参数对流动的影响,以及反应堆主回路与注硼罐压力平衡时间、硼溶液开始注入反应堆时间、注硼速率和稳定性,系统最佳运行方式等开展分析核研究。

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。

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。