CN111613355A - 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 - Google Patents

一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 Download PDF

Info

Publication number
CN111613355A
CN111613355A CN202010264887.0A CN202010264887A CN111613355A CN 111613355 A CN111613355 A CN 111613355A CN 202010264887 A CN202010264887 A CN 202010264887A CN 111613355 A CN111613355 A CN 111613355A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat exchanger
plate heat
cooling water
temperature
seawater
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202010264887.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111613355B (zh
Inventor
高原
李晓庚
陈星玥
王志永
陈荣添
金凯
李振
张融
杨凯
戴贤源
何明圆
李振振
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd filed Critical CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202010264887.0A priority Critical patent/CN111613355B/zh
Publication of CN111613355A publication Critical patent/CN111613355A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111613355B publication Critical patent/CN111613355B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/032Reactor-coolant flow measuring or monitoring
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112Measuring temperature
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

提供一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器运行是否满足要求的计算评估方法,以替代原来建模迭代的计算方法。使计算和判断方式更加简单方便,一般电厂技术人员即可完成,同时使结果具有较高的安全冗余。

Description

一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法
技术领域
本技术涉及热交换器评估方法领域,具体涉及一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法。
背景技术
核电厂设备冷却水系统是影响核安全的重要系统,每列设备冷却水系统有两台并联的板式热交换器,系统通过板式热交换器将从反应堆厂房内设备带走的热量传递到最终热井海水里。因此板式热交换器承担着十分重要的核安全功能,即在不同机组运行工况下提供符合核安全要求的设备冷却水。
而因为设备冷却水系统板式热交换器工作环境较为恶劣,会出现堵塞、结垢甚至磨穿等缺陷,严重影响系统和设备的安全。在大修期间处理相应缺陷,就需要确认单台板式热交换器运行是否可以满足系统的核安全要求,提供符合要求的冷却水。如果可以,则仅需隔离并处理一台有问题的板式热交换器即可,如不可以或无法确定,则本着核安全第一的原则,需要隔离一整列设备冷却水系统,并记录相应的I0(运行事件),这不仅影响机组的安全稳定运行。在大修期间,由于部分工况不允许隔离一列设备冷却水系统,这样处理缺陷就会占用大修主线进而影响大修进度,造成大量经济损失。
而判断当前状态单台设备板式热交换器运行能否承担起相应的核安全功能是十分困难的。因为这种由两台板式热交换器运行切换到单台板式热交换器运行的状态变化是十分复杂的,且不能进行实际切换试验。而常用的方法就是使用计算机建立传热学模型并进行反复迭代,最终进行评估。这无疑是十分复杂、耗时的,且对于一般电厂技术人员来说很难实现需要外委执行。本发明旨在提供一种简洁且安全冗余性高的判断方法,以解决目前存在的问题。
发明内容
本发明的目的在于:提供一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器运行是否满足要求的计算评估方法,以替代原来建模迭代的计算方法。使计算和判断方式更加简单方便,一般电厂技术人员即可完成,同时使结果具有较高的安全冗余。
本发明的技术方案如下:一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,包括以下步骤:
步骤一:在板式热交换器A和板式热交换器B同时运行时,记录下此时温度测试点九的板式热交换器A和B的海水侧入口温度T1,此时温度测试点十的板式热交换器A的海水侧出口温度T21、此时温度测试点十一的板式热交换器B的海水侧出口温度T22,此时温度设置测试点一板式热交换器A和B的冷却水侧入口温度t1,此时温度测试点六板式热交换器A的冷却水侧出口温度t21,此时温度测试点七板式热交换器B的冷却水侧出口温度t22,此时流量测试点十二海水总流量Q1,此时流量测试点八冷却水总流量q1
步骤二:冷却水入口管路A、冷却水入口管路B、冷却水入口管路C、冷却水出口管路A、冷却水出口管路B、冷却水出口管路C内部流体的密度为设备冷却水侧密度Cp1
海水出口管路A、海水出口管路B、海水出口管路C、海水入口管路A、海水入口管路B、海水入口管路C内部流体的密度为海水侧密度为Cp2
使用T21、t21作为此时海水出口管路A和冷却水出口管路A内流体的温度,此时的板式热交换器A和板式热交换器B的总换热效率为W1,平均对数温差为△tm1,总换热系数为Ks1
使用T22、t22作为此时海水出口管路A和冷却水出口管路A内流体的温度,此时的板式热交换器A和板式热交换器B的总换热效率为W2,平均对数温差为△tm2,总换热系数为Ks2;则
W1=Cp1×q1×(t21-t1)
W2=Cp1×q1×(t22-t1)
Figure BDA0002440892190000031
Figure BDA0002440892190000032
Figure BDA0002440892190000033
Figure BDA0002440892190000034
步骤三:对步骤二得出的W1和W2,以及Ks1和Ks2进行比较,设W1和W2之中较大者为Wm,即Wm=MAX{W1,W2};设Ks1和Ks2之中较小者为Ksm,即Ksm=MIN{Ks1,Ks2},设由板式热交换器A和板式热交换器B同时运行切换为板式热交换器A或板式热交换器B单独运行后,运行那台板式热交换器的传热系数为Ks,并有
Figure BDA0002440892190000035
步骤四:假设在当前机组运行模式下板式热交换器A和板式热交换器B由同时运行切换为其中一台单独运行,另一台被隔离的状态后;设此时流量测试点十二测量的海水总流量Q2
Figure BDA0002440892190000036
流量测试点八冷却水总流量q2
Figure BDA0002440892190000037
步骤五:根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A和板式热交换器B同时运行切换为板式热交换器A或板式热交换器B单独运行后,海水出口管路内流体温度T2计算公式如下:
Figure BDA0002440892190000041
步骤六:根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A和板式热交换器B同时运行切换为板式热交换器A或板式热交换器B单独运行后,此时冷却水出口管路A内流体温度t2与此时温度测试点一测量的冷却水入口温度t有如下关系:
Figure BDA0002440892190000042
步骤七:设由板式热交换器A和板式热交换器B同时运行切换为板式热交换器A或板式热交换器B单独运行后,运行那台板式热交换器的平均对数温差为△t,则有如下关系:
Figure BDA0002440892190000043
建立关联的方程组,将式11与式12、式13、式14联立进行求解,其中仅有的未知数为t2,求得由板式热交换器A和板式热交换器B同时运行切换为板式热交换器A或板式热交换器B单独运行后,此时冷却水出口管路A内流体温度t2
Figure BDA0002440892190000044
Figure BDA0002440892190000045
Figure BDA0002440892190000046
还包括步骤八:将计算上述步骤中计算的t2值与当前机组运行状态下允许提供设备冷却水的最高温度tn进行对比,若t2<tn则说明当前模式下单台板式热交换器运行可以提供满足核安全条件的设备冷却水。
所述步骤八中,反之则表示单台板式热交换器运行不可以提供满足核安全条件的设备冷却水。
本发明的显著效果在于:可以有效的计算和评估某种机组运行模式下设备冷却水系统单台板式热交换器运行能否满足核安全要求。使用此方法进行计算得出的结论较实际更加保守,确保了核安全冗余。该计算方法简便,电厂技术人员即可完成,减少了外委计算的成本,且可以大大缩短建模迭代计算的时间,有效的提高计算效率。
该方法有一定的适用性,如果满足类似的系统布置、换热器的形式及相关要求,均可以使用此方式进行计算。
附图说明
图1为核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器示意图;
图中:板式热交换器 A1、板式热交换器 B2、冷却水出口管路 A30、冷却水出口管路 B31、冷却水出口管路 C32、海水出口管路 A40、海水出口管路 B41、海水出口管路 C42、冷却水入口管路 A50、冷却水入口管路 B51、冷却水入口管路 C52、海水入口管路 A60、海水入口管路 B61、海水入口管路 C62、温度测试点一 5、温度测试点六 6、温度测试点七 7、流量测试点八 8、温度测试点九 9、温度测试点十 10、温度测试点十一 11、流量测试点十二 12、
具体实施方式
一种冷却水系统,包括板式热交换器A1、板式热交换器B2,如图1所示,板式热交换器A1、板式热交换器B2的左侧连接冷却水入口管路A50、冷却水入口管路B51、冷却水入口管路C52,右侧连接冷却水出口管路A30、冷却水出口管路B31、冷却水出口管路C32,上侧连接海水出口管路A40、海水出口管路B41、海水出口管路C42,下侧连接海水入口管路A60、海水入口管路B61、海水入口管路C62;
在冷却水入口管路A50上设置温度测试点一5,冷却水出口管路B31、冷却水出口管路C32、冷却水出口管路A30分别设置温度测试点六6、温度测试点七7、流量测试点八8;
在海水入口管路A60上设置温度测试点九9、流量测试点十二12;在海水出口管路B41、海水出口管路C42分别设置温度测试点十10、温度测试点十一11,
一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,包括以下步骤:
步骤一:在板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行时,记录下此时温度测试点九9的板式热交换器A1和B2的海水侧入口温度T1,此时温度测试点十10的板式热交换器A1的海水侧出口温度T21、此时温度测试点十一11的板式热交换器B2的海水侧出口温度T22,此时温度设置测试点一5板式热交换器A1和B2的冷却水侧入口温度t1,此时温度测试点六6板式热交换器A1的冷却水侧出口温度t21,此时温度测试点七7板式热交换器B2的冷却水侧出口温度t22,此时流量测试点十二12海水总流量Q1,此时流量测试点八8冷却水总流量q1
步骤二:设备冷却水侧密度Cp1是指冷却水入口管路A50、冷却水入口管路B51、冷却水入口管路C52、冷却水出口管路A30、冷却水出口管路B31、冷却水出口管路C32内部流体的密度;
海水侧密度为Cp2是指海水出口管路A40、海水出口管路B41、海水出口管路C42、海水入口管路A60、海水入口管路B61、海水入口管路C62内部流体的密度。
密度大小不随设备运行状态切换而改变。
使用T21、t21作为此时海水出口管路A40和冷却水出口管路A30内流体的温度,计算此时的板式热交换器A1和板式热交换器B2的总换热效率W1,平均对数温差△tm1以及总换热系数Ks1
再使用T22、t22作为此时海水出口管路A40和冷却水出口管路A30内流体的温度,计算此时的板式热交换器A1和板式热交换器B2的总换热效率W2,平均对数温差△tm2以及总换热系数Ks2
W1=Cp1×q1×(t21-t1)
W2=Cp1×q1×(t22-t1)
Figure BDA0002440892190000071
Figure BDA0002440892190000072
Figure BDA0002440892190000073
Figure BDA0002440892190000074
步骤三:本着提高安全裕度考虑,对步骤二得出的W1和W2,以及Ks1和Ks2进行比较,设W1和W2之中较大者为Wm,即Wm=MAX{W1,W2};设Ks1和Ks2之中较小者为Ksm,即Ksm=MIN{Ks1,Ks2},设由板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行切换为板式热交换器A1或板式热交换器B2单独运行后,运行那台板式热交换器的传热系数为Ks,并有
Figure BDA0002440892190000075
步骤四:本着提高安全裕度考虑,假设在当前机组运行模式下板式热交换器A1和板式热交换器B2由同时运行切换为其中一台(板式热交换器A1或板式热交换器B2)单独运行,另一台(板式热交换器B2或板式热交换器A1)被隔离的状态后;设此时流量测试点十二12测量的海水总流量Q2
Figure BDA0002440892190000076
流量测试点八8冷却水总流量q2
Figure BDA0002440892190000081
步骤五:根据步骤一~步骤四计算由板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行切换为板式热交换器A1或板式热交换器B2单独运行后,海水出口管路40内流体温度T2计算公式如下:
Figure BDA0002440892190000082
步骤六:根据步骤一~步骤四计算由板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行切换为板式热交换器A1或板式热交换器B2单独运行后,此时冷却水出口管路A30内流体温度t2与此时温度测试点一5测量的冷却水入口温度t有如下关系:
Figure BDA0002440892190000083
步骤七:设由板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行切换为板式热交换器A1或板式热交换器B2单独运行后,运行那台板式热交换器的平均对数温差为△t,则有如下关系:
Figure BDA0002440892190000084
建立关联的方程组,将式(11)与式(11)、式(12)、式(13)联立进行求解,其中仅有的未知数为t2,最终通过计算可以求得由板式热交换器A1和板式热交换器B2同时运行切换为板式热交换器A1或板式热交换器B2单独运行后,此时冷却水出口管路A30内流体温度t2
Figure BDA0002440892190000085
Figure BDA0002440892190000086
Figure BDA0002440892190000091
步骤八:将计算上述步骤中计算的t2值与当前机组运行状态下允许提供设备冷却水的最高温度tn进行对比,如果t2<tn则说明当前模式下单台板式热交换器运行可以提供满足核安全条件的设备冷却水,反之则不可以。

Claims (8)

1.一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:包括以下步骤:
步骤一:在板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行时,记录下此时温度测试点九(9)的板式热交换器A(1)和B(2)的海水侧入口温度T1,此时温度测试点十(10)的板式热交换器A(1)的海水侧出口温度T21、此时温度测试点十一(11)的板式热交换器B(2)的海水侧出口温度T22,此时温度设置测试点一(5)板式热交换器A(1)和B(2)的冷却水侧入口温度t1,此时温度测试点六(6)板式热交换器A1的冷却水侧出口温度t21,此时温度测试点七(7)板式热交换器B(2)的冷却水侧出口温度t22,此时流量测试点十二(12)海水总流量Q1,此时流量测试点八(8)冷却水总流量q1
步骤二:冷却水入口管路A(50)、冷却水入口管路B(51)、冷却水入口管路C(52)、冷却水出口管路A(30)、冷却水出口管路B(31)、冷却水出口管路C(32)内部流体的密度为设备冷却水侧密度Cp1
海水出口管路A(40)、海水出口管路B(41)、海水出口管路C(42)、海水入口管路A(60)、海水入口管路B(61)、海水入口管路C(62)内部流体的密度为海水侧密度为Cp2
使用T21、t21作为此时海水出口管路A(40)和冷却水出口管路A(30)内流体的温度,此时的板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)的总换热效率为W1,平均对数温差为△tm1,总换热系数为Ks1
使用T22、t22作为此时海水出口管路A(40)和冷却水出口管路A(30)内流体的温度,此时的板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)的总换热效率为W2,平均对数温差为△tm2,总换热系数为Ks2;则
W1=Cp1×q1×(t21-t1)
W2=Cp1×q1×(t22-t1)
Figure FDA0002440892180000021
Figure FDA0002440892180000022
Figure FDA0002440892180000023
Figure FDA0002440892180000024
步骤三:对步骤二得出的W1和W2,以及Ks1和Ks2进行比较,设W1和W2之中较大者为Wm,即Wm=MAX{W1,W2};设Ks1和Ks2之中较小者为Ksm,即Ksm=MIN{Ks1,Ks2},设由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器A(1)单独运行后,运行那台板式热交换器的传热系数为Ks,并有
Figure FDA0002440892180000025
步骤四:假设在当前机组运行模式下板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)由同时运行切换为其中一台单独运行,另一台被隔离的状态后;设此时流量测试点十二(12)测量的海水总流量Q2
Figure FDA0002440892180000026
流量测试点八(8)冷却水总流量q2
Figure FDA0002440892180000027
步骤五:根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器A(1)单独运行后,海水出口管路A(40)内流体温度T2计算公式如下:
Figure FDA0002440892180000028
步骤六:根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器A(1)单独运行后,此时冷却水出口管路A(30)内流体温度t2与此时温度测试点一(5)测量的冷却水入口温度t有如下关系:
Figure FDA0002440892180000031
步骤七:设由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器A(1)单独运行后,运行那台板式热交换器的平均对数温差为△t,则有如下关系:
Figure FDA0002440892180000032
建立关联的方程组,将式11与式12、式13、式14联立进行求解,其中仅有的未知数为t2,求得由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器A(1)单独运行后,此时冷却水出口管路A30内流体温度t2
Figure FDA0002440892180000033
Figure FDA0002440892180000034
Figure FDA0002440892180000035
2.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:还包括步骤八:将计算上述步骤中计算的t2值与当前机组运行状态下允许提供设备冷却水的最高温度tn进行对比,若t2<tn则说明当前模式下单台板式热交换器运行可以提供满足核安全条件的设备冷却水。
3.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤八中,反之则表示单台板式热交换器运行不可以提供满足核安全条件的设备冷却水。
4.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤三中,设由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器B(2)单独运行后,运行那台板式热交换器的传热系数为Ks。
5.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤五中,根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器B(2)单独运行。
6.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤六中,根据步骤一至步骤四计算由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器B(2)单独运行。
7.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤七中,设由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器B(2)单独运行。
8.根据权利要求1所述的一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法,其特征在于:所述步骤七中,求得由板式热交换器A(1)和板式热交换器B(2)同时运行切换为板式热交换器B(2)单独运行。
CN202010264887.0A 2020-04-07 2020-04-07 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 Active CN111613355B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010264887.0A CN111613355B (zh) 2020-04-07 2020-04-07 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010264887.0A CN111613355B (zh) 2020-04-07 2020-04-07 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111613355A true CN111613355A (zh) 2020-09-01
CN111613355B CN111613355B (zh) 2022-05-20

Family

ID=72203666

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202010264887.0A Active CN111613355B (zh) 2020-04-07 2020-04-07 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN111613355B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN116893074A (zh) * 2023-08-30 2023-10-17 福建福清核电有限公司 热交换器运行参数的评估方法及其评估装置

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101505475B1 (ko) * 2014-05-21 2015-03-26 한국원자력연구원 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
CN109801722A (zh) * 2019-01-25 2019-05-24 中广核工程有限公司 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101505475B1 (ko) * 2014-05-21 2015-03-26 한국원자력연구원 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
CN109801722A (zh) * 2019-01-25 2019-05-24 中广核工程有限公司 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
魏兴等: "核电厂乏燃料水池温度影响分析", 《科技视界》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN116893074A (zh) * 2023-08-30 2023-10-17 福建福清核电有限公司 热交换器运行参数的评估方法及其评估装置
CN116893074B (zh) * 2023-08-30 2023-11-24 福建福清核电有限公司 热交换器运行参数的评估方法及其评估装置

Also Published As

Publication number Publication date
CN111613355B (zh) 2022-05-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111613355B (zh) 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法
KR102137723B1 (ko) 열교환기의 성능 평가 시스템 및 방법
CN106979545A (zh) 一种利用热泵提取一次网回水热量的供热站
CN111537257A (zh) 一种在线检测水轮发电机空气冷却器异常方法
CN114841429A (zh) 一种基于bp神经网络的空冷器风机投入数量预测方法
CN103196237B (zh) 一种太阳能系统
CN202092508U (zh) 直接空冷平台温度场在线监控系统
CN203393172U (zh) 全冷却壁高炉热负荷分布在线调节系统
CN206803293U (zh) 一种利用热泵提取一次网回水热量的供热站
CN111402074B (zh) 一种循环水系统质能综合优化方法
JP5691649B2 (ja) 冷却システム及び情報処理装置
CN210179734U (zh) 一种带有热泵调控温度的换热机组
CN113130103A (zh) 一种高温堆余热排出系统
CN106875065A (zh) 一种降低一次网回水温度的换热站运行方法
CN113551931A (zh) 一种散热控制装置及散热测试方法
Nell Development of a dewatering control strategy to prevent flooding within deep-level mines
CN211012058U (zh) 自备电站冷却系统
CN113821871B (zh) 船舶二回路系统多结构、多压力节点换热器的动态仿真模型开发方法
CN209877714U (zh) 一种应用板式换热器的水水换热机组
CN108958324A (zh) 一种减压系统的温度控制设备
Lee et al. Analysis of Leak and Plugging Condition for Feedwater Heaters
CN115031357B (zh) 一种适用于不同类型故障特征的基于投票策略的故障诊断方法
CN216928051U (zh) 一种乏燃料水池冷却及供热系统
CN220556287U (zh) 一种新型甲醇制烯烃工艺的净化水冷却器布置结构
CN209840237U (zh) 换热器供暖系统

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant