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 。

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。