搜索结果: 46-60 共查到“裂变堆控制”相关记录94条 . 查询时间(5.411 秒)
200MW低温供热堆容积补偿器仿真
低温供热堆 三区模型 仿真
2009/1/6
建立高精度的容积补偿器仿真模型是实现200MW低温供热堆全系统仿真的重要环节。本工作将容积补偿器内的水区分成波动水区和主水区,由此建立了有别于二区模型的氮气区、主水区和波动水区三区模型。建模时,对氮气区分别按接近真实空间气体变化的多变过程或按容积补偿器阀门打开的等温过程和阀门关闭的绝热过程进行模拟,前者更接近真实空间气体性质的变化过程。选用吉尔方法求解微分方程。计算结果表明:三区模型更精确地描述...
5MW核供热堆报警系统的改进
核供热堆 报警系统 可编程控制器
2009/1/6
采用欧姆龙可编程控制器改进 5MW核供热堆报警系统 ,克服了原报警系统元器件老化、工作不可靠、功能不够完善的缺陷 ,提高了报警系统的可靠性和报警功能 ,改善了堆运行的安全性和可靠性。
SLHZC:水堆棒束流场焓场的子通道分析程序
水堆棒束 流场 焓场 压力边界条件
2009/1/6
SLHZC程序是一个用于水堆堆芯冷却剂流场、焓场分析的计算机程序。该程序以COBRA—ⅢC子通道分析程序为基础,物理模型较完善,数学上采用边值解法,可以处理较广泛的堆芯热工—水力问题。为了减少运算量和存贮量,本程序对上述程序做了某些改进,并增加了解入口压力边界条件问题的功能。给出了本程序部分计算结果的分析比较。
堆内UO_2芯块热导率的测定
热导率 UO_2芯块
2009/1/6
本文叙述堆内UO_2芯块热导率的测定,获得205°～2563℃范围内积分热导∫_(205℃)~TkdT～T的曲线,以及213～2500℃范围内芯块热导率数据,误差足8％。热导率k满足关系式:k=k_1+k_c=1/A+BT+CTe~(-e/kT),k_1是晶格热导率,k_c是电子热导率,A=7.01厘米°K/瓦,B=0.0189厘米/瓦,C=2.29×10~(-3)瓦/厘米,e=1.48电子伏。
堆芯冷却剂流量下降DNBR计算
堆芯冷却剂流量 临界热流密度 DNBR
2009/1/6
四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。
堆压力部件故障的微观动力学方法
故障机理 演化方程 随机分析
2009/1/6
本文用随机过程的理论方法讨论了反应堆压力部件退化型故障,给出了故障的微观演化动力学方程,由此可提供基本几率函数,使退化型故障的概率分析方法建立于微观结构的演化基础上。
高温气冷堆氦气透平直接循环的Exergy分析
热力学分析 布雷登循环 Exergy损失
2009/1/6
针对100MW电功率的氦气透平直接循环的设计，对循环各个部件分别进行了热力学第一和第二定律分析。给出了各个部件的输入和产出Exergy公式，计算了Exergy损失分布表，并和按照传统分析方法分析的结果进行了比较。结果表明，一半以上的Exergy损失发生在堆芯部分，而由预冷器、压气机和间冷器组成的压缩系统所占Exergy损失比重，比按照第一定律计算的能量损失份额结果小的多；循环Exergy损失主要...
高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究
高温气冷堆 回热循环 燃气透平 氦气透平
2009/1/6
结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机组的工作介质为氦气,其物性与空气有很大的不同,因此,氦气透平与燃气透平在热力参数、气动参数、尺寸、级数等方面有着较大的差别。本研究对回热循环以及氦气透平进行了初步分析,并通过与燃...
微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微...
快堆材料试验回路的静力分析
应力 安全 规范 程序
2009/1/6
该回路有多个环形管系、布置紧凑、运行温度高。原设计未考虑支撑,因此“安全问题”比较突出。根据SDGJ6-78规定。利用PSDP程序,对此回路进行了一次、二次或一次加二次应力验算,改进了原设计,并对支撑作了合理布置。计算表明在给定条件下运行是安全的。
快堆钠池三维稳态与非稳态流动传热的数值研究
ＦＡＳＴＯＲ－３Ｄ 传热流动 快堆
2009/1/6
采用ＦＡＳＴＯＲ－３Ｄ程序对快堆钠池进行计算。该程序基于ＳＩＭＰＬＥＣ算法和交错网格的三维流动传热模拟程序，程序中应用多孔介质模型模拟流场中障碍物的影响。在稳态计算的基础上，对温度小波动、停堆和停泵３种非稳态工况进行了模拟计算，并对得到的流场和温度场数据进行了分析。结果表明：ＦＡＳＴＯＲ－３Ｄ程序具有良好的稳定性，所采用的多孔介质模型的合理性由计算结果与钠池的几何结构相符得以证实。停堆和停泵事故工...
逆动态落棒法测量重水堆的控制棒效率
落棒法 点堆逆动态 实时反应性 空间效应
2009/1/6
用数字逆动态落棒法测定了研究性重水堆(HWRR-2)的控制律效率,所得的测量结果与不同水位下用周期法测的结果作了比较,符合得较为满意。
破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响
核供热堆 自然循环 断流 安全
2009/1/6
为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据...
熔融堆芯过程中混凝土热分解融化计算
混凝土 多区瞬态模型 热平衡积分法
2009/1/6
研究发展了一多区瞬态混凝土分解融化模型 ,模型由热影响区、干区、无气体区及混凝土熔渣区构成。应用热平衡积分方法计算混凝土的分解速率和分解深度。研究结果与国外实验结果进行了比较 ,两者符合良好
首座微型堆通过技术鉴定
技术鉴定 微型堆
2009/1/6
八月三十日至九月二日,核工业部在原子能研究所主持召开了我国首座微型堆技术鉴定及汇报交流会。国防科工委、国家科委、国家经委、城乡建设环境保护部等领导参加了会议,与会者还包括部分省市、高等院校、科研、设计、环境等十个单位,合计代表115名。