摘要：针对池式低温供热堆低压低温的特点,采用H2TS(hierarchical two-tiered scaling)比例分析方法设计了池式低温供热堆非能动余热排出系统的单相自然循环实验系统,并开展了非能动余热排出系统单相自然循环的流动与传热特性的实验研究。研究结果表明,通过H2TS比例分析方法设计的实验系统能达到设计的排热功率,冷热源之间的温差为54℃,此方法适用于低温差下的单相自然循环系统的设计。系统在启动过程中存在流量振荡,随着系统的运行能逐渐稳定。边界温度主要影响系统的换热功率和达到稳定的时间。对于非能动余热排出系统池水换热器管束的这种既不是定热流也不是定壁温边界,采用对流传热温差作为Gr的参数更为合适。根据实验数据拟合得到适用范围为RaD D/L<2.34×10^(4)的管束外自然对流传热关联式,其误差范围在-17%~15%之内。本研究得到的无量纲相似准则集团和实验研究结果可为工程设计提供依据和数据基础。

摘要：为了探讨主泵失效事故初期自然循环瓣阀开启过程中反应堆堆芯及堆水池的流场变化及自然循环瓣阀不同的结构参数对堆芯内部冷却剂导出的影响,本文以自然循环瓣阀结构为核心建立了反应堆三维数值模型。采用重叠网格方法对自然循环瓣阀的开启行为进行仿真分析,获得了不同安装高度的自然循环瓣阀开启过程的速度场、自然循环瓣阀流道和堆芯进出口的流量变化。从定性和定量的角度分析验证了自然循环瓣阀的可靠性,为自然循环瓣阀的最优化设计提供了参考。

摘要：基于安全考虑,49-2泳池式反应堆一回路冷却水系统将增设1个非能动虹吸破坏孔。在确定开孔位置的基础上,利用RELAP5/MOD3.3程序分别对孔径为1.5cm和2.0cm时的虹吸破坏能力进行了计算分析。结果表明:在停堆停泵状态下,一回路大破口失水事故时,两种孔径的虹吸破坏孔均能破坏回路中的虹吸作用,避免产生堆芯裸露的严重后果。为保守起见,最终选择虹吸破坏孔的孔径为2.0cm。

摘要：49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%～33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。

摘要：针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。

摘要：热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放,其管道复杂,包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题,本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配,再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果,以均匀温度分布为目的,对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明,采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法能尽量真实并高效地模拟辐射器的流量分配与温度分布情况,且经过优化后辐射器集流环间的温差大幅缩小、设计更加合理。

摘要：DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。

摘要：2017年底,泳池式低温供热堆“燕龙”型号发布之后,受到各级部门及社会各界的广泛关注。然而至今示范工程仍未“落地”,究其原因主要是:经济性、公众接受度和厂址适应性。针对这三方面问题,从燕龙自身技术特点出发,开展方案设计优化、采用完全非能动余热导出技术、制订适用于燕龙的法规标准及实施验证试验策划,其成果在使固有安全性得到进一步提高的同时,提高了燕龙的技术成熟度,较大幅度提高了示范工程的经济性,有利于后续示范工程项目的“落地”,为“美丽中国、健康中国”战略贡献力量。

摘要：核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。