【摘 要】
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低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可
【机 构】
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清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室
【基金项目】
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教育部博士基金资助项目(20130002120016)
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低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可较好地预测汽-气稳压器的动态特性。基于此计算模型,对采用一体化汽-气稳压器的NHR-Ⅱ系统稳压动态特性进行研究,结果表明NHR-Ⅱ动态功率调节过程中,系统压力和温度均出现滞后现象;在压力变化滞后阶段堆芯出口过冷度会急剧下降,但堆芯出口最小过冷度仍在安全范围内,系统安全。
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