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搜索结果: 1-15 共查到核科学技术 余热排出系统相关记录16条 . 查询时间(0.072 秒)
中国科学院上海应用物理研究所专利:一种氟盐冷却高温堆的非能动余热排出系统
中国科学院上海应用物理研究所专利:一种熔盐堆缓冲盐事故余热排出系统
非能动余热排出(PRHR)系统是反应堆安全运行的重要保障,但现有研究表明,一回路系统存在旁流现象,其提高了堆芯活性区流量,在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力,使系统运行情况更加复杂,因此,需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程,建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型;在对模型进行验证的基础上,揭示了旁流存在的机理,分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明,旁...
非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系...
非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值。
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安...
根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然...
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,采用漂移流模型替代两流体模型,通过修正混合物动量方程、冷凝传热模型,对程序进行改进,利用改进的RELAP5程序,对摇摆条件下的非能动余热排出系统进行了数值模拟,计算结果与试验结果相吻合,误差在10%以内。改进的冷凝换热关系式可较好地用于含有液滴夹带的冷凝换热计算。在摇摆试验中,凝水温度与蒸...
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统的自然循环能力及其相关特性进行了试验研究。分析了附加压降和重位压降对流动特性的影响,以及摇摆条件下的重位压降和流动阻力对流速的影响。结果表明:摇摆条件下,非能动余热排出系统自然循环能力下降。摇摆振幅越大,平均凝水流量越小,波动幅度越大;凝水流量最小值随摇摆振幅的增大而下降很多,但凝水流量最大值变化较小。系统参数变化与摇摆周期关系不大。附加压降不会对平均流...
利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果...
在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆振幅和周期的简单函数。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,用漂移流模型代替两流体模型,通过修正混合物动量方程、提升压降、冷凝传热关系式和添加矩阵求逆模块研制了摇摆条件下非...
运用一维流体动力学模型对 2 0 0MW核供热堆余热排出系统余热排出过程进行数值模拟 ,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明 :余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素 ,主换热器与空冷器间的高度差的影响次之
非能动余热排出系统是模块式高温气冷堆(MHTR)实现固有安全性的重要保证。采用预应力混凝土压力容器(PCPV)代替钢制压力容器作为MHTR的一回路压力边界,对余热排出系统设计提出了特殊要求。本文研究提出了模块式高温气冷堆PCPV余热排出系统的设计方案,对余热排出系统的主要设计参数、结构特点和热工水力进行分析。该系统能够保证在事故工况下仅依靠自然循环实现堆芯余热的非能动排出。 
针对非能动余热排出系统,研究并建立了数学模型。采用吉尔方法,用结构化程序设计语言FORTRAN77编制了程序MISAP02,分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响。结果表明:在海洋条件下,自然循环流量和除热能力受到了影响。
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型,并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据,计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下,该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。

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