一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

核能海水淡化与低温核供热堆的应用

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,并对保护环境有重要意义。本文提出了200兆瓦核供热堆与多效蒸发淡化工艺组合的核能海水淡化方案。着重论述了其安全性和改善其经济性的措施。这种核能海水淡化系统用于北非地区提供淡水具有较好前景。     

低温核供热反应堆的综合利用

扼要地介绍了利用5MW低温核供热试验堆基地开展热电联供、工业供汽、核能制冷及核能海水淡化方面的研究进展情况。着重介绍了实现上述各项的原理,系统及参数。研究的目的是为商业规模的供热堆探索综合利用的途径。从而降低供热成本,使其在与煤的竞争中处于更加有利的地位。     

200MW低温核供热堆研究进展及产业化发展前景

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2200MW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。     

编者的话

我国自行研究、设计、建造的第一座核供热堆——5MW低温核供热试验堆(5MW THR)于1989年12月16日在北京清华大学核能技术研究所达到满功率。至1990年3月22日,     

200MW核供热堆海水淡化系统经济分析

经对单一产水及水电联产的２００ＭＷ核供热堆海水淡化系统的经济分析，给出了在目前技术条件下该堆海水淡化系统的水价及影响水价的主要因素，并对选用何种方案提出了具体建议。     

低温核供热堆海水淡化装置的建模与仿真

为了研究山东核能海水淡化高技术产业化示范工程的系统最优运行方案和控制策略,建立能正确、全面反映其特性的数学模型是重要的先决条件之一。本文通过对系统的热力性能分析,建立了可用于低温核供热堆的热压缩多效蒸馏与反渗透混合法海水淡化的数学模型,并计算了系统在不同工况下的运行结果。通过与反渗透设备厂商软件计算结果及工程技术方案设计参数比较,结果表明,该模型可正确反映海水淡化系统运行特性,满足进一步研究的需要。     

适于核能海水淡化的低温多效蒸馏技术研究

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。     

一体化核供热堆Ⅱ型主回路单相自然循环实验比例分析与设计

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。     

我国第一座低温核供热反应堆满功率运行成功

由清华大学核能技术研究所负责设计、研究与建造的我国第一座5MW 低温核供热试验反应堆,于1989年12月19日顺利完成72小时满功率连续运行试验。这是我国在核能和平利用领域取得的一项突破性进展。5MW 低温核供热堆的建设是国家“七五”计划重点科技攻关项目——低温核供热堆技术开发的重要内容。该反应堆于1985年开始进行工程设计,1986年3月在清华大学核能所正式动工兴建,于1989年5月完成反应堆及各系统安装,9月顺利完成冷、热调试,通过由国家核安全局组织有关专家系统地进行的安全评     

200MW核供热堆核能海水淡化及接口方案的研究

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＋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）。     

摩洛哥坦坦地区核能海水淡化示范项目

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８０００ｍ＾３淡水，可行性研究结果表明：该示范厂设计方案不存在技术障碍，其淡水生产成本和该地区相同规模的石化燃料淡化厂相当。     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

低温核供热堆进行海水淡化的可行性研究

低温核供热在冬季进行供暖,在夏季进行海水淡化。这样不仅可以提高低温核供热堆的利用率,而且还可以解决北方沿海城市的用水问题。在我国北方沿海城市建造低温核供热堆是可行的,并且还可以解决大城市的环境保护,促进旅游业的发展。     

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

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。     

多用途低温核供热堆运行目标的开环优化研究

为满足海边的工业开发小区在远离淡水网、热网时,由一座低温核供热堆动力厂提供小区全部淡化海水、供热、工业蒸汽和部分用电的需要,目标是在保证安全性的前提下,使低温核供热堆取得最佳的经济效益,达到运行经济性最优。本文采用开环优化的方法,研究低温核供热堆在负荷跟踪运行方式下的稳态运行目标,并为低温核供热堆负荷跟踪控制系统的分析设计提供负荷需求的输入参数。     

5兆瓦供热堆热电联供及空调制冷实验研究

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。文章着重介绍了利用5兆瓦核供热堆开展的低温制冷实验运行以及热电联供实验运行的结果。指出低温堆的综合利用对提高反应堆年运行因子和改善经济性是有重要意义,并具有广泛应用前景。     

只有核反应堆才能满足大规模海水淡化的需求

【美国《核子周刊》2005年3月24日刊报道】美国核学会(ANS)支持利用核能进行海水淡化,并认为只有核反应堆才能为大规模的海水淡化提供足够的能量。ANS在2005年3月下旬公布的一份声明中说,除非有新的海水淡化厂投入运行,否则到2025年将有超过18亿人生活在没有充足淡水供应的国家或地区。目前世界上已经进行了一些规模较小的核能海水淡化项目,累积运行经验超过150堆·年。但在全世界运行中的7500多座海水淡化厂中,绝大部分都使用化石燃料。ANS认为,从环境影响(例如温室气体)的角度来看,采用化石燃料是不能长久的,而可再生能源(例如太阳能…     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。