搜索结果: 1-11 共查到“知识库 核安全 反应堆”相关记录11条 . 查询时间(0.462 秒)
本文提出了一种新型的反馈控制——状态微分反馈控制，并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性，这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明，所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。
基于Matlab/simulink程序，针对小型直接布雷顿循环反应堆系统，通过模块化思想建立该系统数学物理模型，开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动，模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行，得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明，系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理，能为小型直接布...
反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论
反应堆 管道 安装 质量
2009/9/30
反应堆中管道种类繁多，布置复杂，安装难度大。本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论，主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验，预判安装中可能发生的问题，并提出了应采取的处理措施。
秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略
反应堆保护系统 数字化 改造 规划
2009/4/7
秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时，采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状，在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和“以我为主，中外合作，充分利用国内技术力量”的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因...
反应堆启动安全问题的近似分析
近似分析 安全问题 反应堆
2008/12/22
从设计反应堆控制保护系统的角度出发,讨论了用简单的解析方法求解启动过程中反应堆功率和周期变化的问题。在反应堆控制保护系统的设计中,选择初步方案时没有必要采用繁琐的严格计算方法。利用文中提供的方法能很快地给出具有一定准确度的结果。
各国反应堆及临界装置事故教训
临界装置 反应堆
2008/12/22
一、前言 虽然,原子能技术领域中可能发生的事故并不是人们想象的那样严重,可是,应该承认,原子核事故的危害性还是很大的。事故后果不仅有可能使贵重的仪器仪表,甚至整个设备完全遭受破坏,影响重大的科学实验或生产的进行;同时也有可能造成工作人员的伤亡事故,严重时还将使附近地区受到放射性沾污。
模糊神经技术在反应堆安全研究中的应用
核反应 模糊神经技术 网络
2008/12/22
概要介绍了模糊神经网络技术 ,并对其在核电厂的负荷跟踪、功率分布控制、运行状况及运行参数的虚拟测量、故障诊断及瞬态识别以及核燃料的质量检查等方面的应用情况进行了综述。模糊神经网络技术在核电厂中的应用大大提高了反应堆运行的安全性和可靠性 ,展现了良好的推广应用前景
清华5MW低温核供热站反应堆物理启动监督检查及其结论
倍增周期 临界外推 临界棒栅 反应性
2008/12/22
一、前言 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》及其实施细则的规定,国家核安全局决定对清华5 MW低温核供热站试车、反应堆装料、临界、低功率试验和功率试验进行监督检查,并委托北京核安全审评中心组织检查组实施检查。我们参加了核供热站整个调试启动的监督检查工作。反应堆物理启动监督检查是其中一个检查项目。
田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析
数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂
2008/12/22
从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。
脉冲反应堆失水事故分析
失水事故 脉冲反应堆 模型 实时仿真
2008/12/22
针对脉冲反应堆的特点 ,建立了脉冲反应堆失水事故的数学模型 ,编制了脉冲堆失水事故仿真分析软件XPRLOCA。该软件具有可视化的图形人 机界面接口和实时仿真功能。利用XPR LOCA对西安脉冲堆的失水事故进行了分析计算。失水情况下的分析计算结果表明 :当破口标高低于堆芯下栅板、破口直径不大于 2 6mm时 ,燃料温度和包壳应力均低于安全限值 ;破口标高高于堆芯下栅板或破口直径大于 2 6mm时...
微型反应堆的核安全审评与监督
核安全 审评
2008/9/16
前言 功率为27kW、堆芯大小为直径×高度=242×250mm~2,以含富集度为90.3％~(235)U的铀铝合金为燃料元件,中子通量密度达1×10~(12)n/cm~2·s的微型反应堆,主要用于中子活化分析、短寿命同位素生产、教学和培训等。