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核供热堆海水淡化系统的热工水力学特性

清华大学学报（自然科学版） 2002年第5期42卷 642-645页

作者：吴少融杜小泽清华大学核能技术设计研究院北京100084

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积两种温差分配方案对系统进行设计。分析了系统各效的蒸发器和预热器面积、平均换热系数以及淡水产量等... 详细信息

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积两种温差分配方案对系统进行设计。分析了系统各效的蒸发器和预热器面积、平均换热系数以及淡水产量等随效数的变化规律。结果表明 ,经过适当的温差调整 ,两种方案下产水比都可以达到 2 0以上 ,但等面积温差分配设计方案在系统的建设上将更具优势。

关键词：核供热堆海水淡化系统热工水力学特性多效蒸发蒸发器预热器换热系数

核供热堆功率调节系统分布式半实物实时仿真人机接口设计

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原子能科学技术 2009年第S2期43卷 355-359页

作者：倪晓理黄晓津董哲清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

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... 详细信息

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。

关键词：核供热堆功率调节系统半实物实时仿真人机接口

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核供热堆不凝结气体排放特性实验研究

清华大学学报（自然科学版） 1998年第12期38卷 9-11,15页

作者：张佑杰姜胜耀博金海刘志勇清华大学核能技术设计研究院

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性，在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究，实验模拟了核供热堆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性和氮气排放份额对排放背压的影响，排... 详细信息

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性，在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究，实验模拟了核供热堆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性和氮气排放份额对排放背压的影响，排放前实验系统压力运行在１．５ＭＰａ，初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。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：由于排放过程中闪蒸现象的发生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出现双峰，排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。

关键词：核供热堆不凝结气体热工水力学实验排放特性

小型核供热堆负荷跟踪瞬态和反应性事故过程稳压特性及其稳定性研究

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核动力工程 2016年第4期37卷 142-147页

作者：谢菲李金才解衡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北京100084

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中... 详细信息

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中堆芯内不发生沸腾十分有利;上部气室容积大小对于瞬态过程中上部气室压力变化趋势有影响;初始堆芯出口欠热度的大小对瞬变过程影响很小,对最终结果影响不大;从反应性扰动分析来看,一体化核供热堆压水运行方式时具有良好的稳定性。

关键词：核供热堆负荷跟踪稳定性

200MW 核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

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核动力工程 1998年第4期19卷 302-307页

作者：姜胜耀张佑杰马进博金海高琅琅马昌文清华大学核能技术设计研究院

实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组... 详细信息

实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。

关键词：核供热堆燃料组件流动特性模拟实验阻力

200MW核供热堆核能海水淡化及接口方案的研究

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核动力工程 1995年第4期16卷 377-384页

作者：董铎张达芳王利华清华大学核能技术研究院

简要介绍了核能海水淡化的必要性以及２００ＭＷ核供热堆的技术安全特点，并从该堆的特点出发，探讨了它与海水淡化厂的１４种接口方案．通过经济、技术及安全性方面的分析比较，从中选取了适合２００ＭＷ核供热堆的较为理想的接口方案... 详细信息

简要介绍了核能海水淡化的必要性以及２００ＭＷ核供热堆的技术安全特点，并从该堆的特点出发，探讨了它与海水淡化厂的１４种接口方案．通过经济、技术及安全性方面的分析比较，从中选取了适合２００ＭＷ核供热堆的较为理想的接口方案为：蒸汽发生器十ＭＥＤ海水淡化厂（单一产水方案）和蒸汽发生器＋汽轮发电机组＋ＭＥＤ海水淡化厂（水电联产方案）．

关键词：核供热堆海水淡化单一产水水电联产安全

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200MW核供热堆功率调节系统设计原理

核动力工程 1995年第5期16卷 447-453页

作者：刘隆祉安珍彩赵海歌叶朝晖清华大学核能技术设计研究院

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运行方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流量所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。

关键词：核供热堆功率调节系统协调控制

NHR-200 核供热堆抗震模型(1 : 10)动力分析

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清华大学学报（自然科学版） 1998年第7期38卷 31-34页

作者：汪嘉春吴鸿麟刘雁宁清华大学核能技术设计研究院

分别采用壳单元模型和多串梁模型对２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）紧贴式安全壳，压力壳及吊篮，上部导向架等堆内构件进行了详细的动力分析。壳模型中各部件之间的连接以等效梁单元模拟。由于这种模型考虑了壳体局部变形对刚度... 详细信息

分别采用壳单元模型和多串梁模型对２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）紧贴式安全壳，压力壳及吊篮，上部导向架等堆内构件进行了详细的动力分析。壳模型中各部件之间的连接以等效梁单元模拟。由于这种模型考虑了壳体局部变形对刚度的贡献，因此比传统的梁模型更加准确、可靠。在多串梁模型中，作者对壳体支撑截面提出一种新的简化办法，以沿支座弹性主轴的弹簧单元模拟壳体局部变形对刚度的贡献，建立了可以同时考虑水平和竖直地震输入的三维模型。另外，通过对压力壳和吊篮之间不可压流场的分析，得到了流体的耦合附加质量矩阵，并通过修改总体质量阵的办法引入多串梁模型。

关键词：动力分析核供热堆抗震模型附加质量

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200MW 核供热堆二次安全壳的设计

清华大学学报（自然科学版） 1998年第7期38卷 18-20页

作者：张亚军李怀萱何树延崔彬清华大学核能技术设计研究院大庆油田建设设计研究院

２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性，其总的安全目标是在所有可信事故条件下，不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度，为了再多增加一道安全屏障，设置了二次安全壳。介绍... 详细信息

２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性，其总的安全目标是在所有可信事故条件下，不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度，为了再多增加一道安全屏障，设置了二次安全壳。介绍了设置二次安全壳的原因及其功能，讨论了二次安全壳的主要设计特点：设计依据和安全准则，二次安全壳及其隔离系统的设计特点、主要设计参数及系统和设备布置，以及安全分析的主要结果。

关键词：核供热堆二次安全壳设计