重力注硼系统压力响应特性实验研究
该文主要介绍200 MW低温核代热堆重力注硼系统热工水力学验证实验。从朋系统的热工水力特性出发，给出了模拟相似准则，保证了模拟实验系统与反应堆系统有相同或相似的热工过程。实验主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽相和液相管道阻力特性、 相和液丁联通方式及时间、反应堆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3 s，注硼响应时间约为6 s，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，并将在后续实验中进一步深入研究。
重力驱动 注硼 非能动安全
高琅琅 姜胜耀 张佑杰 博金海 马昌文
清华大学核能技术设计研究院
国内会议
深圳
中文
209～215
1999-10-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）