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热管冷却反应堆系统研究进展和挑战
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作者 田文喜 王成龙 +2 位作者 郭凯伦 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期340-354,共15页
热管是一种高效的非能动热量传递元件,热管冷却反应堆核动力系统在多场景特种应用领域具备独特优势。本文概述了热管冷却反应堆特种核动力系统发展情况。首先介绍了热管冷却反应堆概念提出以及在海陆空天等领域的应用场景分析,同时总结... 热管是一种高效的非能动热量传递元件,热管冷却反应堆核动力系统在多场景特种应用领域具备独特优势。本文概述了热管冷却反应堆特种核动力系统发展情况。首先介绍了热管冷却反应堆概念提出以及在海陆空天等领域的应用场景分析,同时总结了国内外典型堆型的发展现状。其次探讨了当前热管冷却反应堆面临的关键技术挑战,包括高性能材料研究、高性能热管研制、高效能量转换技术研究、设计分析技术研究。最后对未来发展趋势进行了分析和展望,强调了整体系统一体化研制、发电器件特性研究以及智能自主控制技术在热管冷却反应堆领域的重要性。本文的系统性总结将推动热管冷却反应堆技术的进一步发展,为未来特种核动力系统的应用提供重要支持。 展开更多
关键词 热管 热管冷却反应堆 特种核动力系统 关键技术挑战
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Seawater desalination plant using nuclear heating reactor coupled with MED process
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作者 WU Shao-Rong DONG Duo +1 位作者 ZHANG Da-Fang WANG Xiu-Zhen (Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084) 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2000年第1期6-12,共7页
A small size plant for seawater desalination using nuclear heating reactor coupled with MED process was developed by the institute of Nuclear Energy Tech- nology, Tsinghua University, China. This seawater desalination... A small size plant for seawater desalination using nuclear heating reactor coupled with MED process was developed by the institute of Nuclear Energy Tech- nology, Tsinghua University, China. This seawater desalination plant was designed to supply potable water demand to some coastal location or island where both fresh wa ter and energy source are severely lacking. It is also recommended as a demonstration and training facility for seawater desalination using nuclear energy. The design of small size of seawater desalination plant couples two proven tech- nologies: Nuclear Heating Reactor (NHR) and Multi-Effect Destination (MED) pro cess. The NHR design possesses intrinsic and passive safety features, which was demon strated by the experiences of the project NHR-5. The intermediate circuit and steam circuit were designed as the safety barriers between the NHR reactor and MED de salination system. Within 10-200 MWt of the power range of the heating reactor, the desalination plant could provide 8000 to 150,000 m^3/d of high quality potable water. The design concept and parameters, safety features and coupling scheme are presented. 展开更多
关键词 核热反应 海水淡化 核能淡法 MED 原子能技术 应用
全文增补中
清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆的工程技术创新 被引量:1
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作者 游战洪 刘年凯 《工程研究(跨学科视野中的工程)》 2024年第3期354-363,共10页
清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一系列关键设备和零部... 清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一系列关键设备和零部件的制造与安装,使得整个工程项目顺利完工。在工程史研究中,技术工人做出的创新贡献并未引起学术界足够重视。本文表明,技术工人在工具、工艺、工序、制造与安装阶段的技术创新,亦是工程创新的重要保证。 展开更多
关键词 清华大学核研院 5 MW低温核供热试验堆 10 MW高温气冷实验堆 工程技术创新
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空间热管反应堆电源研究进展及展望
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作者 刘逍 王宁 +5 位作者 张开远 齐敏 李仲春 张卓华 谢细明 柴晓明 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期66-75,共10页
深空探测技术的发展对动力系统提出了更高的要求。传统的太阳能电源与化学电源的适用范围较小,环境适应能力不强,而微型核反应堆电源能量密度高,不依赖太阳光照,可应用于轨道运输、高轨探测多场景任务。在微型核反应堆电源技术路线中,... 深空探测技术的发展对动力系统提出了更高的要求。传统的太阳能电源与化学电源的适用范围较小,环境适应能力不强,而微型核反应堆电源能量密度高,不依赖太阳光照,可应用于轨道运输、高轨探测多场景任务。在微型核反应堆电源技术路线中,热管冷却核反应堆电源因其系统设备极大简化、模块化设计,高可靠的全固态堆芯、非能动传热及瞬态响应迅速等特性,成为空间核反应堆电源最具可行性的路线之一。通过文献调研总结目前空间热管堆发展现状,从发展历史出发,梳理热管冷却核反应堆电源设计和理论研究,总结热管冷却核反应堆电源发展方向和关键技术。 展开更多
关键词 空间动力 核电源 热管反应堆 高温热管
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用于核释热率测定的堆内量热计研究进展
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作者 张俊新 张亮 +5 位作者 曲国峰 马天驰 任飞旭 彭星杰 韩纪锋 赵光 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1-14,共14页
核释热率是反应堆堆芯设计与辐照试验的关键参数,通常通过在反应堆实验孔道中进行实验测定的方法获得,基于量热法的堆内量热计是裂变反应堆内部核释热率测定的重要工具。本文综述了常见堆内量热计的工作原理,评述了国内外堆内量热计技... 核释热率是反应堆堆芯设计与辐照试验的关键参数,通常通过在反应堆实验孔道中进行实验测定的方法获得,基于量热法的堆内量热计是裂变反应堆内部核释热率测定的重要工具。本文综述了常见堆内量热计的工作原理,评述了国内外堆内量热计技术的现状和进展;对比了单模块量热计和多模块(差示)量热计的结构设计方法和性能特征,并介绍了代表量热计发展方向之一的多模态集成化测量装置设计方法。阐述了量热计堆内和堆外校准方法及其原理,分析了系数法、归零值法和附加电流法三种校准方法的优缺点,展望了堆内量热计的发展趋势和研究方向。 展开更多
关键词 量热法 核释热率 量热计 核反应堆 校准方法
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月面科研站核反应堆电源系统发展现状
6
作者 夏彦 朱凯博 +1 位作者 孙韶蕾 魏志勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期404-423,共20页
伴随着月球科考与开发的全面展开,月面科研站的工程建设已逐渐提上日程,为月面科研站提供可靠、持续、长寿命的电力供应是先决条件。核反应堆电源系统,因适应月球各纬度地区和长昼夜交替条件,具有持续提供高功率输出、高能量密度和长寿... 伴随着月球科考与开发的全面展开,月面科研站的工程建设已逐渐提上日程,为月面科研站提供可靠、持续、长寿命的电力供应是先决条件。核反应堆电源系统,因适应月球各纬度地区和长昼夜交替条件,具有持续提供高功率输出、高能量密度和长寿命特点,被视为月面科研站能源系统主电源最有潜力的解决方案。本文首先总结了人类探月历史的演化,紧接着介绍了月面科研站能源系统面临的环境条件以及能源需求,然后介绍了月面核反应堆电源系统的结构和工作原理,并梳理了国内外当前各种月面科研站核反应堆电源系统的概念设计和开发阶段情况,最后对未来月面用核反应堆电源系统的发展前景进行了展望,并针对技术突破和应用需求提出了建议。 展开更多
关键词 月面科研站 核反应堆 热电转换系统 热排散系统 电源管理与分配系统
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芯棒编码电感棒位指示系统用于NHR-200的可行性分析 被引量:1
7
作者 蒋跃元 李胜强 王文然 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第1期22-26,共5页
数字芯棒编码电感控制棒位置指示系统在反应堆上的可用性分析是设计工作中必须研究的重要课题。论述了数字电感棒位指示系统的翻码区△;分析了NHR-200水力驱动控制棒运行位置的影响因素:步进缸上下回差,控制棒传动链、堆内构件的加工装... 数字芯棒编码电感控制棒位置指示系统在反应堆上的可用性分析是设计工作中必须研究的重要课题。论述了数字电感棒位指示系统的翻码区△;分析了NHR-200水力驱动控制棒运行位置的影响因素:步进缸上下回差,控制棒传动链、堆内构件的加工装配误差及从常温启堆到高温运行所产生的热胀等,进而获得了控制棒的运行位置区间A。在测量步P内,A+△<P以及对NHR-200所进行的棒位探测器的结构设计、加工工艺与实验研究等表明数字电感芯棒编码棒位测量系统完全可用于NHR-200和PWR。 展开更多
关键词 供热堆 控制棒位置指示系统 翻码区 控制棒运行位置区
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NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究
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作者 姜胜耀 张佑杰 +3 位作者 马进 博金海 高琅琅 马昌文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期247-252,共6页
在200MW核供热堆(NHR-200)水力学实验回路(HRHTL-200)上完成了NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究。采用1∶1的实验本体,模拟条件为几何形状、雷诺数相同。研究了燃料组件进口节流孔板不同开孔直... 在200MW核供热堆(NHR-200)水力学实验回路(HRHTL-200)上完成了NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究。采用1∶1的实验本体,模拟条件为几何形状、雷诺数相同。研究了燃料组件进口节流孔板不同开孔直径(50mm~110mm)及孔板安装不同位置条件下,燃料组件的流动阻力特性,研究结果可直接用于200MW核供热堆的热工水力学设计。 展开更多
关键词 核共热堆 燃料组件 流动特性 模拟实验 阻力
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NHR 5负荷自跟随特性与机理的分析
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作者 张达芳 汪嘉旻 李金才 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第5期385-388,共4页
用带有高过冷沸腾模型的RETRAN02 程序对5 MW 核供热堆( NHR5) 负荷增加50 % 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析, 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加30 % 和失去全部负荷两种工... 用带有高过冷沸腾模型的RETRAN02 程序对5 MW 核供热堆( NHR5) 负荷增加50 % 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析, 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加30 % 和失去全部负荷两种工况的安全性进行了分析, 结果表明反应堆是安全的。同时发现了自然循环冷却的反应堆在负荷变化后, 堆芯流量首先变化, 然后导致堆芯内与流量有关的参数( 例如空泡份额) 变化, 本文给出了负荷自跟随这类瞬态过程的特征。讨论了空泡的变化规律和控制棒回水温度对自然循环流量的影响。 展开更多
关键词 供热堆 负荷自跟随 反应性反馈 机理
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NHR-200堆芯旁通区三维流动传热数值分析
10
作者 解衡 高祖瑛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第2期147-152,共6页
应用三维CFD软件PHOENICS 3 2 ,计算了 2 0 0MW低温供热堆 (NHR 2 0 0 )堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同挡板布置方案下的流场和温场 ,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影... 应用三维CFD软件PHOENICS 3 2 ,计算了 2 0 0MW低温供热堆 (NHR 2 0 0 )堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同挡板布置方案下的流场和温场 ,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影响不大 ,不会改变主流方向。在计算区域内 ,除主流外 ,还有由堆芯旁通区的下部流通面积突扩造成的一回流区及上腔室堆芯出口流通面积突扩和自然对流而形成的一大回流区。加挡板可阻挡上部大回流区对堆芯旁通区的影响 。 展开更多
关键词 低温供热堆 流动传热 数值分析 堆芯旁通区
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焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响
11
作者 任国松 《上海金属》 CAS 2024年第1期24-29,37,共7页
采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随... 采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随焊后热处理温度的升高和保温时间的延长而增大;焊后热处理时间的延长导致钢的冲击性能小幅度下降,焊后热处理温度对冲击性能的影响并不明显;焊后热处理后的钢基体中弥散分布的细小第二相粒子数量减少、尺寸增大,导致钢的强度降低。 展开更多
关键词 核反应堆压力容器 16MND5钢 焊后热处理 力学性能 第二相粒子
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核热制氢的路径及与钢铁产业耦合前景分析
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作者 王嫣然 周佃民 李文武 《宝钢技术》 CAS 2024年第5期1-7,共7页
研究了基于高温气冷堆的核热制氢路径及其与钢铁冶炼用氢耦合的前景。结论表明:核能对于钢铁行业减碳作用巨大,除了核电供应之外,核热制氢也是重要方面。国内基于高温气冷堆的核热制氢主流技术为S-I循环制氢和高温蒸汽电解制氢,但两者... 研究了基于高温气冷堆的核热制氢路径及其与钢铁冶炼用氢耦合的前景。结论表明:核能对于钢铁行业减碳作用巨大,除了核电供应之外,核热制氢也是重要方面。国内基于高温气冷堆的核热制氢主流技术为S-I循环制氢和高温蒸汽电解制氢,但两者又存在与氢冶金大规模匹配的难题。建议现阶段核热制氢发展的重点应放在大规模热制氢技术攻关,同时依托建设中的氢冶金示范项目探索小型模块化反应堆与热解制氢方式的结合。钢铁企业应联合高温设备制造企业、核能企业、研究院校以规划建设为先,逐步落地联合示范项目并推广核热制氢方式。 展开更多
关键词 高温气冷堆 核热利用 S-I循环制氢 高温电解制氢 氢冶金
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基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究 被引量:1
13
作者 陆冬森 张作义 +2 位作者 时振刚 刘杰 陈晓明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第4期372-377,共6页
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200MW低温核供热堆模拟器。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型,点中子堆物理以及控制系统模型... 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200MW低温核供热堆模拟器。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型,点中子堆物理以及控制系统模型,能对核供热堆的稳态运行、瞬态过程和事故进行仿真,仿真精度接近系统分析结果。在奔腾或以上的微机上,WINDOWS95/98/NT操作系统下,能对过程进行实时仿真,而且大多数过程能达到10倍以上超实时。软件采用VisualC++和FORTRAN混合语言编程,运用先进的多线程编程模型、进程通讯和进程控制技术,实现了耦合计算和同步控制。 展开更多
关键词 核供热堆 混合语言编程 模拟器 软件系统
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自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究 被引量:2
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作者 王岩 解衡 谢菲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期769-775,共7页
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过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有... 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过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 展开更多
关键词 自然循环 失水事故 非能动安全 核供热堆
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基于微机的200Wm核供热堆仿真系统PCNHR1.0的研究
15
作者 陆冬森 张作义 +2 位作者 时振刚 刘杰 陈晓明 《计算机仿真》 CSCD 2001年第4期51-53,68,共4页
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低温核供热堆仿真系统。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型 ,点中子堆物理以及控制系统模型。能对核... 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低温核供热堆仿真系统。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型 ,点中子堆物理以及控制系统模型。能对核供热堆的稳态运行、瞬态过程和事故进行仿真 ,仿真精度接近系统分析结果。在奔腾或以上的微机上 ,WIN DOWS95 /98/NT操作系统下 ,能对过程进行实时仿真 ,而且大多数过程能达到 10倍以上超实时。软件采用VisualC+ + 和FORTRAN混合语言编程 ,运用先进的多线程编程模型、进程通讯和进程控制技术实现了耦合计算和同步控制。 展开更多
关键词 核电站 供热用堆 仿真系统 微机 PCnhr1.0
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NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性 被引量:6
16
作者 解衡 王岩 谢菲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1961-1967,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 低温供热堆 安全特性 热工水力
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兆瓦级热管核反应堆屏蔽方案设计研究 被引量:4
17
作者 王永平 陶昱姗 +2 位作者 吴云钦 郑友琦 杜夏楠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期111-124,共14页
无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆(Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s)设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局... 无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆(Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s)设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计,并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数;其次,给出几种备选屏蔽材料;接着,利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析,主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量,以及停堆后的源强进行了分析;最终,基于数值分析结果,提出了满足要求的屏蔽优化方案,其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。 展开更多
关键词 无人潜航器 热管核反应堆 屏蔽 快中子注量 光子剂量
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Comissioning of the lEA-R1 Nuclear Reactor New Heat Exchanger
18
作者 Alfredo Jose Alvim de Castro Pedro Ernesto Umbehaun +2 位作者 Marcos Rodrigues de Carvalho Roberto Frajndlich Douglas Alves Cassiano 《Journal of Energy and Power Engineering》 2013年第6期1058-1065,共8页
This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2 MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the... This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2 MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the project of IESA Design and Equipments Company. This reactor is a swimming pool type, light water moderated and with graphite reflectors, used for research purposes and medical radioisotopes production. During monitoring procedures, issues were observed on the reactor operation at 5 MW mainly due to the ageing of the reactor's oldest heat exchanger (TC-A) and excessive vibrations at high flow rates on the other installed heat exchanger (TC-B). So it was decided to provide a new IESA heat exchanger with 5 MW capacity to definitely substitute the TC-A heat exchanger. The results show that the IEA-R1 nuclear reactor can be operated safely and continuously at 5 MW with the new IESA heat exchanger. 展开更多
关键词 Heat exchangers IEA-RI nuclear reactor research nuclear reactors radioisotope production.
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Future Market of Small Reactors and Feasibility Study in Mongolia
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作者 Akio Minato Hiroshi Sekimoto Tsendavaa Amartaivan 《Journal of Energy and Power Engineering》 2012年第8期1242-1249,共8页
The relation between the implementation time of small reactor and its market was studied if small reactor could be implemented to be utilized as a base load operation. If the small reactors with 100 or 50 MWe could be... The relation between the implementation time of small reactor and its market was studied if small reactor could be implemented to be utilized as a base load operation. If the small reactors with 100 or 50 MWe could be implemented from 2020, the potential countries could be selected from the view point of the estimated total electricity consumption in 2020 and the stability of the electrical grid system. The commercialization of small reactors should be best done early because the market for these power units as a base load operation might be reduced due to the increase of the electricity consumption in the future after 2020. The implementation program of small reactors for the district heating and electricity supply in Mongolia, which is one of the countries having the interests in small reactor, was investigated and the future implementation plan was proposed too. In order to reduce the air pollution by coal fired heating system, there is an urgent need to start the discussion for the utilization of nuclear district heating reactor in Ulaanbaatar. 展开更多
关键词 Small nuclear reactor MARKET electricity supply heat supply base load operation Mongolia.
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低温堆供热控制研究 被引量:2
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作者 张乐 贾玉文 +2 位作者 段天英 刘勇 崔晓涵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期165-174,共10页
核能作为清洁、高效的能源,可以取代燃煤用于冬季供暖,从而实现供暖过程中“减污降碳”的目标。针对热网提出的供热需求指标,本文基于MATLAB/Simulink仿真平台,建立了池式低温堆全厂主系统模型,并提出了可用于反应堆功率调节的供热控制... 核能作为清洁、高效的能源,可以取代燃煤用于冬季供暖,从而实现供暖过程中“减污降碳”的目标。针对热网提出的供热需求指标,本文基于MATLAB/Simulink仿真平台,建立了池式低温堆全厂主系统模型,并提出了可用于反应堆功率调节的供热控制方案。文中主要针对功率定值调节过程和热网事故小扰动工况反应堆响应过程作了详细分析。仿真研究结果显示,该控制方案能够根据热网对负荷的需求,调整反应堆功率,调节过程中反应堆各温度参数都在安全限值以内,并能够将用户室内温度维持在一个相对稳定的范围内。同时,该控制方案具有一定的抗事故工况负荷小扰动能力。在热网管网断裂等事故造成的负荷阶跃小扰动时,能够维持反应堆功率不变,使各回路温度在安全允许的范围内缓慢改变并重新达到稳定,且用户室内温度稍微变化后即可重新稳定。因此,该供热控制方案具有一定的设计参考价值。 展开更多
关键词 核能供热 池式低温堆 变流量 功率控制 负荷扰动
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