分享到:

200MW低温供热堆先进报警技术

前 言 核反应堆各工艺系统重要的状态变化,在多数场合下首先是通过报警信号引起操作员注意的。报警系统是200MW低温供热堆(以下简称低温堆)仪表控制系统的重要组成部分,对于防止低温堆运行中出现事故工况,以及在事故发生的情况下防止事故进一步扩大具有重要意义。 核电站传统的报警系统存在许多缺陷,主要是:①当核电站状态发生重要瞬变时,控制室中往往出现报警“雪崩”现象,即在短时间内发出大量报警(在最初5秒内多达500个报警),在这种情况下,即使经验丰富的操作员也处于高度紧张状态,难于识别电站的真实状态;②报警信号的排列往往缺乏逻辑性,没有按重要性或系统进行分组,不利于操作员的观察、分析及判断;③没有滤除冗余的、虚假的或对当前工况无意义的报警信息,对重要报警的识别完全要靠运行人员来完成,难于抓住事故的本质;④在报警声、光表示方式及操作器的位置、形状等方面不符合人因工程的要求。 报警系统的上述缺陷极大地妨碍了运行人员识别事故工况并采取必要响应...  (本文共6页) 阅读全文>>

《清华大学学报(自然科学版)》2002年08期
清华大学学报(自然科学版)

用于海水淡化堆的闪蒸器蒸汽发生系统

核电站蒸汽产生系统一直是核电技术改进研究的一个重点。蒸汽发生器出现故障的几率较高 ,根据统计 ,在压水堆的部件故障中蒸汽发生器的故障为4% ,在部件故障中列为第 5位[1] ,因此蒸汽发生器对核电站运行的安全可靠性至关重要。为了增加可靠性 ,降低造价 ,简化维修 ,减少蒸汽发生装置的质量与体积 ,文 [2 ,3]建议在 PWR核电站中采用简单的闪蒸器系统代替蒸发器。本文将此建议运用在摩洛哥与中国合作的海水淡化示范系统 ,介绍了其改进方案 ,计算了合适的设计参数 ,并研究了旁路流量、升压泵功率和其相关参数对闪蒸器设计参数的影响。1 闪蒸器的蒸汽发生系统用闪蒸器产生蒸汽的原理是 :高温高压的欠热水降压以后 ,其焓值比相应压力的饱和水的焓值要高 ,这部分热能使水蒸发产生蒸汽。一般的情况是闪蒸产生的蒸汽是闪蒸水的一小部分 ,而闪蒸器传送回来的是大量的饱和水。这些水一般是回到热源处再加热构成循环。这个系统没有换热设备 ,但要有升压设备。 ...  (本文共3页) 阅读全文>>

《绿色环保建材》2018年12期
绿色环保建材

低温供热堆供暖应用浅谈

1低温供热堆的发展低温供热堆的成功始于瑞典AGESTA核反应堆原型,于1954年开始供热,并实现连续10年安全供热。随后低温供热堆进入发展期,在经济性和安全性方面技术逐步成熟,加快了走向商业运行模式的进程,目前全世界已有200多座池式反应堆建成,累积安全运行10000堆年,主要堆型分别是:壳式一体化自然循环压水堆,如前苏联设计的AST-500;池式核供热堆,如加拿大建成的SLOW POKE堆;瑞典的ASEA公司也设计成类似的供热站;德国西门子公司微沸腾式供热堆KWU-200以及压水式供热堆HERE-300;瑞士发展了气冷式,壳式、深水池式三种类型的供热反应堆;法国开发了THERMOS型反应堆等。我国低温供热堆相较于核能在电力发展方面晚起步稍晚,始于20世纪80年代,经过逐步攻关,5兆瓦低温核工热堆于1985年作为“七五”重点项目批准建设,于1989年12月达到满功率,泳池表面为常压,冷却水温度可达114℃,向热网提供90℃左右热...  (本文共2页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》2018年12期
原子能科学技术

400 MW低温供热堆功率调节系统仿真研究

目前,我国集中供热(居民采暖)使用的燃料仍以煤炭为主,根据环保部统计,由燃煤电厂和工业锅炉排放的氮氧化物、硫氧化物和粉尘量分别占全国总排放量的67%、90%和70%,其中燃煤电厂和工业锅炉的二氧化硫排放分别为67.8%和22.2%,粉尘排放分别为28.4%和41.6%,而雾霾的主要成分包括粉尘、硫酸盐、硝酸盐、铵盐等[1]。随着城市发展对热源需求的不断增加,燃煤供热会造成严重的大气污染。另一方面,节能减排对化石能源采暖限制越来越严格,导致热源减少,在这种供不应求又要环保节能的背景下,核能作为一种安全、清洁的能源,是当前较成熟的替代一次能源的方法之一,我国现有的多数供热网,供水温度大都在100℃以下,采用简单形式的池式堆便可满足要求,特别是在与其他热源配合供应采暖时,是较为经济合理的一种供热方式[2]。本文通过研究池式供热堆的功率调节能力和控制系统响应反应性扰动能力,探寻供热堆的负荷跟踪特性,为今后池式供热堆的运行方式和控制方案等...  (本文共7页) 阅读全文>>

《核科学与工程》1994年01期
核科学与工程

200MW低温供热堆组件群参数计算方法的比较

1 前 言 低温供热堆是轻水做慢化剂和冷却剂的反应堆,它的组件是带有元件盒的,盒外有宽水隙,用以插放十字型控制棒,窄水隙为两盒组件的间隙,组件结构如图l所示。为了对这样的组件进行堆物理群参数计算,发展了一种从wIMS栅元计算到用输运理论的二维SN程序的组件群参数程序,使用该方法已成功地完成了5 MW低温供热模式堆的物理设计和计算。最近又引进了以穿透几率法为核心的组件群参数计算程序,对两种方法从理论模型及处理和计算结果方面做了分析比较。两者均为较好的可用方法。 2方法理论模型和处理特点 wIMS.SN组件群参数计算方法n’(参见图2的流程图)和以穿透几率法为核心的’rPFAP组件群常数计算方法乜’(参见图3的流程图),它们有共同点,但也各具特点。2.1共同点 (1)均从中子输运理论出发,严格地处理中子在介质中的运动行为,因此都有较高的准确度。 (2)均采用69群的多群基本中子截面数据库,具有相同的能群结构划分,数据库都是以评价的E...  (本文共10页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》1990年06期
原子能科学技术

5MW低温核供热试验堆及其安全特性

一、引.’言 低温供热在能源供应中占有十分重要的地位。据统计,在许多国家的能源结构‘卜,约有三分之二的能量是以热能形式消耗的,其中的过半数又是温度不大于120“c的低温热能。 核能是一种成熟和重要的能源。发展低温核供热技术、建造低温供热反应堆是核能和平利用的重要方式,具有显著的经济、社会和环境效益。因此,世界上许多国家,如苏联、西德、瑞典、加拿大、瑞士、法国和捷克等国对发展低温供热反应堆很感兴趣,近十几年来,开展了多种类型供热堆的研究工作。目前,单堆热功率500 MW的核供热站即将在苏联建成运行。 我国低温核供热技术开发工作始于八十年代初。虽起步较晚,但进展很快。为了实现“以核代煤”,缓解我国北方城市面临的能源短缺、运输紧张和环境污染严重的状况,国家十分重视低温核供热技术的开发研究,先后将这项技术发展工作列人国家“六五”和“七五”重点科技攻关项目。作为该项目的重要组成部分,一座由清华大学核能技术研究所设计的5Mw藏温核供热试验堆...  (本文共7页) 阅读全文>>