核供热堆相关论文
DOI：10.16660/j.cnki.1674-098x.2104-5640-2604 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......
期刊
淡水短缺将逐渐成为世界性问题。海水淡化是解决淡水短缺的重要途径之一。利用核能做为海水淡化能源在技术上和经济上都是可行的,......
运用一维流体动力学模型对 2 0 0MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟 ,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分......
为了使更多的技术人员形象地了解低温堆供热站的原理，在国际原子能机构的支持下，清华大学核能技术设计研究院研究开发了基于微机的20......
介绍了基于模糊推理的核供热堆故障诊断系统的实现.工作结果表明,对于基于规则的推理系统来说,采用模糊推理的方法使推理结果较之......
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠......
主换热器是核供热堆一、二回路之间进行热交换的关键设备。其温度分布和流速分布对主换热器的设计有重要意义。该文采用数值分析的......
采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套......
针对与低温核供热堆相耦合的竖管多效蒸发海水淡化系统 ,建立了物理数学模型 ,探讨该系统的热工水力学特性。采用等温差和分段等面......
为了使更多的技术人员形象地了解低温堆供热站的原理 ,在国际原子能机构的支持下 ,清华大学核研院研究开发了基于微机的 2 0 0Mw低......
为了开发低温核供热堆新的应用领域 ,采用国际通用的经济评价方法 ,对 2 0 0 MW低温核供热堆用于工业开发区集中供应压力为 1.5 MP......
提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则，介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等 3种吊装方法，并从 3种方法的技术......
介绍一种诊断核供热堆冷却系统故障的方法，即神经元网络在冷却泵系统故障诊断中的应用。研究结果表明，神经元网络技术可应用于核动力......
在5MW低温核供热堆全模拟试验回路(HRTL-5)上,实验观察到了低干度自然循环条件下的流量漂移现象.通过一个考虑了加热段欠热沸腾、......
为适应核反应堆堆芯冷却剂流量测量的需要，开发研制了新型低速涡轮流量变送器，按流量信号输出不同，分别为磁感应模拟信号输出和数字开......
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......
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......
核供热堆功率自动控制系统是一个多输入多输出的非线性系统。根据其特点，采用现代控制理论研究了核供热堆自动控制系统。通过仿真试......
采用欧姆龙可编程控制器改进5 MW核供热堆报警系统,克服了原报警系统元器件老化、工作不可靠、功能不够完善的缺陷,提高了报警系统......
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......
在5MW核供热堆试验回路HRTL-5上观察到了一定条件下系统发生的静态流量漂移并同时伴随动态流量振荡的现象.本文在实验基础上,研究......
应用计算流体力学程序CFX5对水力驱动控制棒步进缸内部的三维流场进行了计算和分析.结果表明:步进缸内大部分区域流体流速较小,压......
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......
针对已经设计完成的某大型多效蒸发海水淡化系统,分析了在分段等面积温差分配方案条件下,系统变工况运行中的某些热工水力学动态响......
介绍了SAC-PREARS程序的基本数学模型.利用MISAP程序和通用程序TRAC-PF1对SAC-PREARS计算结果进行了验证.结果表明:SAC-PREARS程序......
从理论角度深入阐述、解释水力控制棒驱动系统这一新技术的工作机理,为进一步的分析、研究工作及推广应用该系统建立理论基础.文章......
SAC-PREARS是一个用于分析非能动余热系统(PRHRS)的稳态和瞬态安全特性的专用程序.应用SAC-PREARS程序对200mW核供热堆PRHRS的稳态......
该文阐述了一种用于200 MW核供热堆(NHR-200)堆芯冷却剂出口温度的软测量方法.两支铠装热电偶被置于燃料元件盒支承格子板侧面的空......
破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经......
在5 MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL-5上进行的实验中,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时,伴随动态流量振荡......
<正> 一、前言能源是发展国民经济和提高人民生活水平的物质基础。我国能源结构长期以煤为主,使得能源利用率低、环境污染严重。其......
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......
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综述了低温核供热堆综合利用的意义及其应用领域,包括利用低温供热堆进行大面积制冷、热电联供、海水淡化、供应低温工艺热等。文......
根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循......
提出了将 200MW核供热堆堆芯燃料元件盒支承格子板的一个侧面设计成空交沟槽结构，并在其中放置铠装热电偶测量堆芯燃料元件盒冷却剂......
低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有完全自主知识产权的高新技术.200MW壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非......
以5MW核供热堆试验回路(HRTL-5)为物理原型,从理论上推导了加热段欠热沸腾、上升段入口附近的冷凝、上升段闪蒸以及气空间压力平衡......
在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性.通过调节加热功率、运行压力和冷......
摩洛哥王国准备采用我国开发的10MW核供热堆作为热源 ,与高温多效蒸馏工艺相耦合 ,在坦坦地区建造核能海水淡化示范厂 ,日产8000m3......
核供热堆要建在城市附近为城市居民供热，因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环......
叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对......
根据核供热堆热电联供热源和冷源特点，提出了与之相适应的新型动力循环－非共沸混合工质氨水朗肯循环。叙述了氨水朗肯循环的工作原理......
描述了核供热堆主换热器的研究和发展现状。在大庆200MW核供热堆主换热器的基础上,把连续翅片加装在传热管束的外侧,大大提高了传......
为了揭示5MW核供热堆的运行特性,进行了一系列实验,包括正常运行的扰动,负荷改变的跟随特性和反应性引入的过渡特性。实验结果表明......
为了校验ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统能否用于２００ＭＷ核供热堆组件计算，利用燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ对其进行了一系列的校算，得到结论：１）ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统在归并低温堆燃料棒栅......
实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计......
介绍了轻水堆可燃毒物的发展和钆可燃毒物的各种性能，采用压电水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，分析了２００ＭＷ核供热堆采用含钆可燃毒物棒的......
