200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制

建立了200 MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型,该模型采用了一维均相模型,并做了漂移修正,研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算,分析时热源的用了温度边界,计算结果表明,200 MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求,从投入到稳定运行的过渡过程中,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

双变量试差算法及其在循环水系统中的应用

基于末端热交换器冷流体流量核算的对数平均温差法,提出一种双变量试差计算方法以核算冷却循环水系统冷流体质量流量与出口温度。该算法将冷热流体出口温度约束引入换热器数学模型的求解过程中,选择末端换热器冷流体的质量流量、温度这2个变量代入换热器的热平衡方程和传热方程,计算换热量与热流体出口温度,不断修正冷流体质量流量与出口温度,直至热流体出口温度达到设定要求,且冷流体出口温度满足限制条件为止。以某工厂循环水系统节能优化设计为例,对比研究单变量试差法和双变量试差法在换热器冷流体流量核算中的应用。研究结果表明:按双变量试差法优化后的系统既能保障换热器的冷却效果,又能使冷流体出口温度满足控制要求。     

大型轧机油膜轴承的三维热弹性流体动力润滑分析

对大型轧机油膜轴承的热弹性流体动力润滑特性及能量方程的求解方法进行了理论研究,利用有限差分法,通过联立求解Reynolds方程、、轴颈和锥、衬套的传热方程以及膜厚方程、润滑油的粘度和密度方程,对油膜轴承的热效应问题进行了数值求解.在求解过程中考虑了粘度和密度随压力和温度变化的情况,分析计算了不同工况下的刚性与弹性油膜温度分布情况.     

缠绕管换热器并管传热模型及实验

为了研究缠绕管式换热器中的并管结构的传热规律 ,对并管金属管壁的微元段建立热平衡方程 ,以管壁温度对称分布及通过两并管焊接结构的热量相等为边界条件 ,提出了并管传热模型。在以空气为工质的并管传热实验台上 ,测定了管壁温度 ,然后与模型计算管壁温度比较 ,验证了该传热模型的有效性。该模型是多流体并管式缠绕管换热器设计计算的基础。在低温和深冷分离工程中 ,这种结构紧凑可实现多流体换热的缠绕管式换热器 ,有着广泛的应用     

混流系统及其换热器的选型计算

针对低温地板辐射采暖系统用换热器面积选择过大的问题,提出在换热器二次侧设混流管的方法,以提高单位面积换热器的供热量,并降低换热器二次侧的流动阻力。通过对两个厂家的换热器进行选型计算比较,得出在二次侧出水温度约等于75℃时,单位面积换热器供热能力最大,换热器面积最小,初投资额最小的结论。     

难变形金属薄带温轧卷取加热温度计算

设计开发了两侧配备热卷取箱的温轧机组,用于难加工金属薄带成卷轧制生产.采用二维圆柱坐标系,考虑沿带卷的径向和轴向传热,建立薄带卷取温度计算模型.在计算径向导热系数时将带卷沿径向分为薄带层、氧化层和间隙层.利用有限差分法,建立轴向和径向的显式差分方程和隐式差分方程,并采用交替方向隐式法进行求解.边界传热系数以辐射换热为主,并通过引入修正系数来考虑其他因素的影响.进行薄带卷取加热测温实验,回归实测温度与加热时间的关系函数,利用实测温度对传热修正系数进行优化,计算温度和实测温度偏差控制在±2℃以内.     

用微元分析法进行换热器表面匹配的优化

以换热器传热量不变下投资费用最小为目标函数,对传热方程和投资费用方程中各变量进行微元分析,导出了换热器两侧换热表面的最佳匹配关系．     

气─气热管换热器的传热有效度传热单元数设计方法

用传热有效度传热单元数法对热管换热器中连续变化的流体温度进行了计算,得到了冷、热流体之间的换热量和各排热管出口处的流体温度。这种方法物理概念清晰,计算程序简单,计算结果准确,是一种较完善的热管换热器设计计算方法。     

200MW核供热堆汽电联供的经济分析

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 MPa左右的饱和蒸汽并提供部分厂用电方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明 :2 0 0 MW低温核供热堆汽电联供的各项经济评价指标都很好 ,内部收益率为 19.61% ,净现值 (贴现率 10 % )为7.65亿元 ;投资回收期和贷款偿还期均在项目建成后 5年左右。与低温核供热堆用于冬季供暖相比 ,其经济效益有非常明显的改善。同时 ,在经济发达地区的工业开发区 ,利用核能进行工业供汽和发电 ,对城市环境污染的改善将起到非常积极的作用 ,并能缓解我国北煤南运的运输紧张局面     

NHR-200主换热器传热管振动分析

根据２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）主换热器的设计工况，针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理，依目前换热器设计所通常采用的防振判据，对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明：ＮＨＲ－２００主换热器在其设计工况下运行时，不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动，如果运行偏离设计工况，那么Ｕ型管的弯管区是首先引起注意的区域；在设计工况下，传热管各区不会产生疲劳破坏，传热管的相互碰撞和剪切与磨损的破坏。     

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。     

NHR-200堆内液位测量传感器研究

用稳压器液位测量结果表征压水反应堆内冷却剂装量，已不能满足核安全要求；一体化、双壳式的ＮＨＲ－２００（２００ＭＷ核供热堆）中，传统的差压式核级液位计难以实现其液位测量。为此，基于发热体在气体和液体中放热系数的显著差异，提出了变液位测量为温差测量的加热式铠装热电偶方案，试制了铠装液位传感器，并在模拟实验装置中进行了试验。理论计算和试验结果表明，该传感器原理正确，性能可靠，结构可行，可作为ＮＨＲ－２００堆内水位测量的液位传感器。     

核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

深水池低温供热堆的研究进展

新的深水池低温供热堆堆芯在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口温度，从而满足区域供热系统的需要，这种供热堆结构简单，技术现实可行，当设计功率达到１２０ＭＷ或２００ＭＷ的规模时，投资和供热成本都比较低，采用深水池３型（ＤＰＲ－３）的天津核供热项目，已完成概念设计，初步选址及初步环境影响评价，并通过了中国有关部门的批准。目前，该项目正在准备展开工程实施工作。关键词：     

低温供热堆温度系数的计算研究

本文介绍了供热堆反应性温度系数的计算方法，以２００ＭＷ堆为设计实例，计算了初装堆芯的燃料温度系数和慢化剂温度系数。同时，对于首炉运行工况下的温度系数作了比较细致的计算，这些计算结果为低温堆物理设计提供了科学依据。     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.