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。     

HR-200核能海水淡化系统

提出了利用200MW(t)核供热堆与多效蒸发工艺相组合的一种核能海水淡化系统。该系统可产淡水(12～15)×10~4m~3/d。文章论述了200MW(t)核供热堆的设计特点及安全特性,简要介绍了5MW(t)核供热堆的运行经验。指出核能作为海水淡化的替代能源在技术安全上及经济上是可行的。在国内及世界上一些缺水地区具有良好的应用前景。     

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。     

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…     

核能海水淡化的经济竞争性比较研究

采用平准化贴现产水成本法和最新的海水淡化经济评价软件(DEEP1.1),对东南亚地区核能海水淡化和化石能源海水淡化大量方案的经济竞争性进行了比较研究。结果表明,核能海水淡化具有较强的经济竞争性,其竞争性普遍存在于反渗透膜(RO)法、多效蒸馏(MED)法和多级闪蒸(MSF)法3种淡化技术中。淡化水成本由于所采用的淡化技术和水厂规模的不同,具有很大的差别,变化范围为0.56～1.89＄·m-3。其中,RO法最便宜,MSF法最贵。影响其经济竞争性的敏感因素依次为:贴现率、水厂规模、海水温度与海水总可溶固体物(TDS)含量、化石燃料价格和能源厂比投资,与基准方案相比,水成本的变化率最高可达19.3%。     

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。     

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。     

核能淡化海水

【《瑞士原子能协会通报》 1 997年第 1 6期 1 1页报道】　尽管世界上可饮用水储量供过于求 ,但由于地球上分布不均的这种资源可是某个地区稀有的东西。所以 ,越来越多的国家求助于海水淡化 ,在某种情况下 ,核能用作海水淡化设施的能源。在就此课题进行的国际研究基础上。最近 ,IAEA经常收到成员国对此课题提出的需求。人们应该考虑到海水淡化的生产能力可以在某些国和地区增长。利用核能可以避免产生酸雨和温室效应。IAEA从 6 0年代起就对此课题感兴趣 ;1 9 6 8年 ,IAEA组织了海水淡化的国际知识交流研讨会。 1 989年 ,IAEA成员国对…     

核能海水淡化的历史和前景（一）

1.核能海水淡化的历史 早在20世纪60年代,国际原子能机构(IAEA)就曾调查利用核反应堆进行海水淡化的可行性,并且发表了一些有关这个主题的技术和经济方面的报告,并在1968年召开了核能海水淡化的国际会议。这些研究引起了国际上对水电联供的关注(在单一系统中把产水和发电结合在一起)。 1967年夏季,美国橡树岭国家实验室(ORNL)对农业-工业联合企业的技术与经济可行性进行过一般化的研究。研究表明只有在大规模发电的双重目的工厂中才能最经济地实现大规模的海水脱盐。该研究报告指出,在一些发展中国家即使利用现有的技术开展农业-工业联…     

德国RWE将建就地贮存设施

【美国《核子周刊》2002年10月31日报道】由国际原子能机构和世界水资源委员会举办的一次以海水淡化为主题的国际会议表明,核能是最好的利用海水或被污染的水进行大规模生产清洁水的方案。在一个150MWe的发电脱盐联合核电厂里,制水成本和发电成本将分别是50美分/m3和2美分/kW·h。在2005年,这种新型电厂将被首先建在中东地区和中国。目前使用的主要技术是运用蒸汽的多级闪蒸工艺和由电泵驱动的反渗透工艺。核能是最好的海水淡化方案     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。     

Seawater desalination plant using nuclear heating reactor coupled with MED process

A small size plant for seawater desalination using nuclear heating reactor coupled with MED process was developed by the Instituted of Nuclear Energy Technology,Tsinghua University,China,This seawater desalination plant was designed to supply potable water demand to some coastal or island where both fresh water and energy source are severely lacking ,It is also recommended as a demonstration and training facility for seawater desalination using nuclear energy. the desing of small size of seawater desalination plant couples two proven technologies:Nuclear Heating Reactor(NHR) and Multi-Effect Destination (MED) process.The NHR desing possesses intrinsic and passive safety features,which was demonstrated by the experiences of the project NHR-5.The intermediate circuit and steam circuit were designed as the safety barriers betewwn the NHR reactor and MED desalination system.Wihin 10-200MWt of the power range of the hating reactor,the desalination plant could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The desing concept could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The design concept and parameters,safety features and coupling scheme are presented.     

破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响

为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。     

5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。     

低温供热堆推荐动力循环

分析了低温供热堆热电联供所提供的热源和冷源的特点，根据５ＭＷ、２００ＭＷ、５００ＭＷ低温供热堆的设计工况，针对氨水朗肯循环、水蒸汽朗肯循环、水蒸汽扩容循环、卡林那循环和氦气循环等动力循环方式，进行了详细计算、分析、比较。结果表明，氨水朗肯循环具有相对较高的发电效率，是一种很有潜力的低温动力循环；水蒸汽朗肯循环对于堆芯进、出口温度差较小的堆型具有明显的优势；而水蒸汽扩容循环却是堆芯进、出口温度差较大堆型的首选循环。     

NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性

为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。     

A novel encoding water level monitor system during and after LOCAs in a nuclear heating reactor

The water level in a nuclear reactor vessel is an important parameter during and after LOCAs. Nuclear safety specifications can not be carried out when the water level is measured using a pressurizer which does show the level in the vessel. It is difficult to monitor the water level in the vessel of a Daqing 200MW Nuclear Heating Reactor (NHR-200) using the present differential pressure transducers. Based on the heat transfer differences between water (or liquid) and steam (or gas), a novel level detector, which includes encoding heating shell thermocouples, has been developed and verified for use experimentally under pressures of 0.15–3.0 MPa. A novel encoding water level monitoring system was designed, made up of an assembly that contains several detectors, a signal encoder and an intelligent processor. Analysis and experiments have shown that the new system is correct in principle, reliable and feasible in structure for monitoring the water level in the NHR-200 reactor.     

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.     

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）。     

Economic feasibility of heat supply from simple and safe nuclear plants

Use of nuclear energy as a heating source is greatly challenged by the economic factor since the nuclear heating reactors have relative small size and often the lower plant load factor. However, use of very simple reactor could be a possible way to economically supply heat. A deep pool reactor (DPR) has been designed for this purpose. The DPR is a novel design of pool type reactor for heat only supply. The reactor core is put in a deep pool. By only putting light static water pressure on the core coolant, the DPR will be able to meet the temperature requirements of heat supply for district heating. The feature of simplicity and safety of DPR makes a decrease of investment cost compared to other reactors for heating only purposes. According to the economical assessments, the capital investment to build a DPR plant is much less than that of a pressurized reactor with pressure vessels. For the DPR with 120 or 200 MW output, it can bear the economical comparison with a usual coal-fired heating plant. Some special means taken in DPR design make an increase of the burn-up level of spent fuel and a decrease of fuel cost. The feasibility studies of DPR in some cities in China show that heating cost using nuclear energy is only one third of that by coal and only one tenth of that by nature gas. Therefore, the DPR nuclear heating system provides an economically attractive solution to satisfy the demands of district heating without contributing to increasing greenhouse gas emissions.