核供热堆

摘要： NHR200-Ⅱ型供热堆是具有固有安全性的一体化模块式核反应堆,其设计上的安全特性保证了不会发生堆芯放射性物质的大规模泄漏,在技术上具备简化场外应急的可行性。本文在调研国内外先进反应堆在应急准备方面的研究成果基础上,参照国内对于小型核反应堆最新的监管要求,针对某厂址条件选取保守的超设计基准事故进行了剂量测算,论证了应急计划区设置在场区边界的可行性,同时提出了实施场外应急简化的建议。

摘要： 随着核能供暖技术的发展,核供热堆需要更高效经济的运行方式.为降低供热成本,满足季节运行需求,实现"无人值守",实现启动并稳定运行的自动控制系统对供热堆而言是十分迫切的需要.本课题基于MATLAB/Simulink软件对200MW低温供热堆的启堆过程进行模拟和计算分析,针对供热堆从次临界到临界的过程做了初步设计的自动启动控制方案.仿真结果表明,该自动控制方案能基本满足低温供热堆安全启动的要求.

摘要： 技术开发单位中核能源科技有限公司、清华大学核能与新能源技术研究院技术简介中核能源科技有限公司与清华大学核能与新能源技术研究院研发的壳式一体化核供热堆是我国历时20余年自主研发的具有自主知识产权的新一代先进反应堆，其采用了先进的反应堆安全理念和一系列先进技术，具有良好的固有安全特性和非能动安全性。

摘要： The small integrated nuclear reactor has drawn attention. On the basis of the NHR200-Ⅰ, the integrated nuclear heating reactor NHR200-Ⅱ was developed by Institute of Nuclear and New Energy Technology in Qinghua University. The NHR200- Ⅱ reactor major loop thermal parameters were increased, and made it suitable for heating, industrial steam supply and sea water desalinization. In order to discover the natural circulation behavior under high temperature and pressure, the experiment study was needed. The scaling analysis provided the theoretical basis for determining the characteristics scale of the test facility. The similarity groups (Richardson number, etc.) could be determined using the dimensionless fluid and solid governing equations. In order to reduce the distortion, the test facility used the fluid with same property as the prototype. The axial length scale ratio and core surface average heat flux density ratiornwas 1:1, and the flow area ratio was 1:210.%小型一体化反应堆技术是目前研究的热点.在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域.为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究.比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提.对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项).在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1∶1,平均表面热流密度比例为1∶1,流道面积比例为1∶210.

摘要： 小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合（Richardson数等6项）。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1：1,平均表面热流密度比例为1：1,流道面积比例为1：210。

摘要： 核供热堆用于低温供热以及海水淡化等负荷跟踪的条件下,需建立半实物仿真平台来验证其功率调节系统,其仿真数据量大,使得单机仿真实验的实时性很难得到保证,结果的显示和存储均不方便.利用分布式结构建立了半实物的仿真平台和清晰、直观的人机接口,减轻了模型计算机的负担,提高了运算速度,满足了系统实时化的要求;画面清晰简洁,方便的指令输入和结果输出使系统的验证更加容易.

摘要： 对套管管束式换热器一次侧并联流道的阻力特性进行了研究.研究的目的是确定套管管束式换热器一次侧并联流道的阻力特性,找出流量分配的规律,通过对流量分配进行优化,解决套管管束式换热器的优化设计问题.研究方法是按照相似准则制造试验本体,建造试验台架并进行试验.试验验证了计算模型的正确性,得到了减小管间距可提高总传热系数的结果.

摘要： 微沸腾工况运行是核供热堆实现热电联供的关键性问题之一,微沸腾运行工况下,两相流系统稳定性更加不利和复杂.通过实验研究,揭示了气空间对两相流系统稳定性的影响,研究提出通过气空间改性来抑制系统不稳定.实验结果表明,在气空间加装隔离孔板,对两相流系统不稳定振幅有明显的抑制作用,对两相流系统不稳定边界也有改善.

摘要： 200MW一体化核供热堆是由清华大学自主开发的,具有良好固有安全的、先进的壳式轻水堆,具有一体化布置、自然循环、自稳压等特点.以核供热堆为热源进行海水淡化是集能源、环境和水资源为一体的综合应用.一座热功率为200MW的核供热堆可以分别与不同的海水淡化工艺相耦合,海水淡化工艺采用低温多效蒸馏(MED-TVC)、高温多效蒸馏(VTE-MED)以及反渗透膜法与多效蒸馏法混合(RO/MED)的海水淡化工艺,其日产水量分别为10.75×104m3、16×104m3和25×104m3.主要阐述核供热堆的特点、核反应堆与海水淡化工艺系统之间的耦合关系、核能海水淡化的初步经济分析结果以及应用前景.

摘要： 以5MW核供热低温堆全模拟试验回路(HRTL-5)为物理原型,在一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段入口冷凝、上升段闪蒸以及气空间压力平衡等物理过程的两相流动数学模型基础上,编制了相应的计算程序.本文通过计算,与已有实验结果比较后,确定了两相漂移流模型中参数的取值,可用于计算低压低干度自然循环系统的流动问题.计算结果表明:①在核供热堆条件下,漂移流模型在C取1.1、u取0.48时,计算结果与实验数据符合较好;②模型参数C、u的取值对计算结果的影响比较复杂,不是单独改变一个参数时的简单叠加,在模型内部存在耦合或增强的效应;③均匀流模型和漂移流模型在计算HRTL-5自然循环流动问题时结果相差较大.

摘要： 低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有安全自主知识产权的高新技术.200兆瓦壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非能动安全系统和水力驱动控制棒等先进技术,具有安全性高、运行可靠、放射性隔离措施完善,可在热用户附近建设等特点.低温核供热堆技术应用领域广泛,其推广应用具有良好的社会效益和经济效益,尤其是核能海水淡化技术的应用,将是解决淡水资源短缺的有效途径之一.本文简要介绍了2×200兆瓦低温核供热产业化示范工程的概况、研究进展,总结了核供热堆的主要技术特点,并给出社会经济效益分析和应用前景展望.

摘要： 叙述了核供热堆发生小破品失水事故时上腔室不凝气体排放特性的实验研究。实验模拟了核供热排放工况的主要参数，着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特必和氮气排放份额对排放背压的影响，选用不同的排放孔板来改变排放管道的阻力特性以研究其对氮气排放份额影响。实验是在5 MW核供热堆热工水力实验回路上进行的，排放前实验系统压力运行在1.5MPa，初始氮气分压为0.34 MPa。采用静态校验法获得单位时间的平均氮气排放份额。实验结果表明：由于排放过程中发生闪蒸现象使得氮气的排放特性变化复杂，氮气排放份额在整个排放过程中出现双峰，排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。实验为核供热堆的安全分析提供了基础实验数据。

摘要： 由清华大学自主研发、中核能源科技有限公司负责产业化推广的一体化全功率自然循环壳式核供热堆技术,可以用于区域供热和制冷、海水(苦咸水)淡化、以及水、热、冷、电联供等。具有安全可靠、综合利用程度高、经济竞争力强等特点。本文介绍了海水淡化与集中供热技术的发展趋势,以及一体化壳式核供热堆技术的商业目标和新进展。

摘要： 基于一维两相四方程漂移流模型，采用数值模拟方法对5MW低温核供热堆热工模拟回路(HRTL-5)流动的稳定性进行研究，分析在低压低干度自然循环系统中存在的密度波不稳定特性。在此基础上，考虑了热工-核之间的耦合对密度波不稳定性的影响。结果表明：在系统压力为1.5MPa时，系统存在两个不稳定边界，这一分析计算结果与实验结果符合良好;考虑热工-核耦合在选定的核反馈参数条件下对密度波振荡的边界影响不大。

摘要： 针对核能海水淡化技术,探讨了核能与海水淡化厂耦合的不同方式.水平式低温多效蒸馏由于其传热性能好、能耗低,传热温差较小,以及容易维修等优点,是非常适合与低温核供热堆耦合的海水淡化技术.在分析低温多效蒸馏海水淡化技术的基础上,建立了水平式低温多效蒸馏海水淡化物理模型,编写VB程序,并分析比较等温差分配和等传热面积分配两种方案的产水特性,结果表明等传热面积分配方案性能较好.

摘要： 本文验证了核供热堆与低温多效蒸馏(LT-MED)海水淡化工艺结合的匹配性,并针对采用13效水平管降膜蒸发器,以72°C低压饱和蒸汽作为热源,产水能力10000m3/d的低温多效蒸馏海水淡化装置,进行了初步的概念设计和热工性能分析.

摘要： 为了用数值计算的方法对这类余热排出系统中的各个关键点的温度、压力、流量进行模拟计算,选择C++语言作为具体实现的程序语言,采用VisualC++5.0和MatCom科学计算工具.本文介绍了应用VisualC++5.0和数学工具MatCom实现核供热排出系统的数值计算,并用DDE技术实现了和Excel报表的接口,整个计算软件具备友好的人机界面,易于维护的计算模块以及计算结果的可视化.

摘要： 在减少温室气体排放、缓解空气污染的需求背景下,减少化石能源消耗、增加核能在一次能源消耗中的占比,已成为科技界和产业界的共识.清华大学聚焦居民供热、工业蒸汽、海水淡化等需求,同时兼顾偏远地区发电需要,自主研发了能够产生1.6MPa饱和蒸汽的小型模块化压水堆NHR200-Ⅱ.该堆采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压、非能动安全的设计理念,设有中间隔离回路,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,可贴近城市周边和最终用户建设;同时,系统设计简化、运行操纵简单、放射性废物量少,保障了该技术具有经济竞争力.经过试验堆建设和30余年的持续攻关,该技术已具备示范应用条件.

摘要： 本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆，包括：控制棒驱动机构罩体，该控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压。

摘要： 本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆中，控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压；燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域，且燃料储存格架的底部设有厚度为1－2米的水反射层；燃料储存格架临近堆芯设置有多个，且多个燃料储存格架分别位于堆芯的不同侧设置；燃料储存格架与反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5－1米；燃料储存格架为正方形栅格，且正方形栅格的栅距为0.1－0.2米。

摘要： 本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆中，控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压；燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域，且燃料储存格架的底部设有厚度为1－2米的水反射层；燃料储存格架临近堆芯设置有多个，且多个燃料储存格架分别位于堆芯的不同侧设置；燃料储存格架与反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5－1米；燃料储存格架为正方形栅格，且正方形栅格的栅距为0.1－0.2米。

摘要： 本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆中，控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压；燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域，且燃料储存格架的底部设有厚度为1－2米的水反射层；燃料储存格架临近堆芯设置有多个，且多个燃料储存格架分别位于堆芯的不同侧设置；燃料储存格架与反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5－1米；燃料储存格架为正方形栅格，且正方形栅格的栅距为0.1－0.2米。

摘要： 本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆，包括：控制棒驱动机构罩体，该控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压。

摘要： 本实用新型公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本实用新型所述的池式供热反应堆，包括：控制棒驱动机构罩体，该控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构；密闭空间内充有空气或氮气，且空气或氮气的压力为4－6个大气压。

摘要： 本发明公开了一种低温核供热堆城市管网系统，包括包括一回路、二回路和三回路，所述一回路包括第一核供热堆及与第一核供热堆连接的第一换热器，所述二回路包括第一换热器以及与第一换热器连接的第二换热器，所述三回路包括依次连接的第二换热器、第三换热器及城市管网；所述第三换热器通过换热管路连接热泵，该系统能够避免燃煤备份热源带来的污染。

摘要： 本发明涉及一种低温井式核供热堆供热系统。所述供热系统包括反应池、堆芯、衰减模块和换热模块形成的回路，其中堆芯和衰减模块放置在反应池中，堆芯、衰减模块和换热模块依次通过管路连接；所述衰减模块包括衰减筒、流量探测器、辐射探测器和温度探测器，所述流量探测器、辐射探测器和温度探测器都连接在衰减筒上，所述衰减筒是由外圆筒和内圆筒组成的扇形立式筒体；所述换热模块包括通过管路依次串联连接的截止阀、水泵、换热器、压力传感器、温度传感器、流量计。采用了衰减筒可以将水的放射性衰减不小于10000倍，保障了工作人员的人身安全；设有了惯性水箱，当水泵断电无法正常运转时，惯性水箱可以缓解由于停电带来的危害。

摘要： 本发明提供了一种用于低温池式核供热堆的科普演示装置及演示方法，属于能源动力行业核能应用演示与科普教育领域。解决现有没有用于低温池式核供热堆的科普可视化及安全特性演示装置问题。它包括低温池式核供热堆本体模型、循环回路、透明板、居民房屋模型和装置台架，低温池式核供热堆本体模型设置在台架下方，循环回路固定在装置台架下表面，透明板放置在装置台架上表面，居民房屋模型放置于透明板上；低温池式核供热堆本体模型用于演示反应堆安全供热，居民房屋模型用于展示供热效果，透明板为观察者展示循环回路的工作。本发明为民众展示低温池式核供热堆的基本供热原理及其安全特性，消除民众的恐核心理，为未来核能供热的推广提供支撑条件。

摘要： 本实用新型涉及一种低温井式核供热堆供热系统。所述供热系统包括反应池、堆芯、衰减模块和换热模块形成的回路，其中堆芯和衰减模块放置在反应池中，堆芯、衰减模块和换热模块依次通过管路连接；所述衰减模块包括衰减筒、流量探测器、辐射探测器和温度探测器，所述流量探测器、辐射探测器和温度探测器都连接在衰减筒上，所述衰减筒是由外圆筒和内圆筒组成的扇形立式筒体；所述换热模块包括通过管路依次串联连接的截止阀、水泵、换热器、压力传感器、温度传感器、流量计。采用了衰减筒可以将水的放射性衰减不小于10000倍，保障了工作人员的人身安全；设有了惯性水箱，当水泵断电无法正常运转时，惯性水箱可以缓解由于停电带来的危害。