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为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。 相似文献
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多重耦合自然循环载热系统热工水力具有流动换热耦合和回路间耦合的特点,本文采用理论分析结合数值计算的方法对自然循环的建立时间、流动方向及多重耦合自然循环系统的热工水力解耦等问题进行了研究。提出了自然循环载热系统瞬态流动的理论模型,该模型能预测自然循环建立时间、流动衰减等现象,模型计算结果与数值计算结果吻合。初始流速为零的自然循环流动方向与系统的加热及冷却设备布置位置有关,垂直布置换热面使系统具有固有循环流动方向。具有初始流速的自然循环系统,即使换热面垂直布置,初始反向流速超过临界流速后也可使自然循环系统流动方向发生翻转,从而使系统在与固有循环流动方向相反的方向运行。提出了多重耦合自然循环载热系统热工水力的简单解耦计算方法,能快速对多重耦合自然循环载热系统热工水力进行分析计算,理论分析和计算结果均表明,以水为工质的自然循环回路载热能力近似与冷热源温差的1.5次方呈正比。 相似文献
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结合国际仿真技术的最新进展,探索研究了基于Modelica的核反应堆热工水力系统先进仿真技术,开展了基于Modelica的两相热工水力特性模型架构,建立了从底层的基本控制方程模型到顶层的系统模型的层次化架构图,并通过对热工水力系统常见的管内两相流进行Modelica建模仿真,论证了模型架构的可行性。研究表明,基于Modelica的层次化建模技术,可以极简地提取核反应堆系统及设备在两相热工水力方向的共性基类,即基础级模型;采用多级继承的方式,仅需对基础级模型进行参数配置和关联组合,就可形成针对特定对象的Modelica设备模型,进而通过组合封装或拖拽式建模,形成组件模型或系统模型;与传统软件Relap5对比,基于Modelica构建的模型仿真计算结果与其基本重合,但建模方式规范高效且灵活开放,是一种非常适用于复杂物理系统协同仿真的技术方向。 相似文献
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压水堆象限功率倾斜研究 总被引:1,自引:0,他引:1
根据大亚湾核电站实测数据及法国电力公司(EdF)提供的某些数据,从反应性平衡方程出发,应用核设计软件分析研究引起象限功率倾斜比超限的根本原因。针对此根本原因提出了降低三环路压水堆核电站换料堆芯象限功率倾斜的方法,并在大亚湾核电站第4循环的设计中得到证实。发展了一种模拟象限功率倾斜的数值模型及预测换料堆芯象限倾斜比的方法。与实测数据相比,预测值的精度是令人满意的。 相似文献
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辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统... 相似文献
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本文介绍核电站核燃料采购各循环市场状况和主要特点 ,并结合广东大亚湾核电站的实例阐述核电站核燃料采购的合同模式和管理要点 相似文献
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针对反应堆厂房内的SAR供气常开隔离阀频繁发生失效外漏事件,采用根本原因分析方法对相关系统设备进行了调查和试验,对可能存在的故障模式排查、论证和分析,提出了该类事件的根本原因,并就今后SAR系统的可靠运行提出改进建议。 相似文献
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核电站主泵停运控制核素的选择 总被引:2,自引:2,他引:0
主泵是核电站必不可少的设备,除维系机组的安全运行外,它还对辐射源项的控制起着不可替代的作用。选用合适的放射性核素控制主泵的停运对于压水堆机组大修时解决工期进度和减少辐射源项这一矛盾有着重要指导意义。本文结合大亚湾核电站的运行经验,指出^110mAg是对反应堆换料水池表面辐射水平有主要贡献的核素,并给出了停运主泵时^110mAg比活度的建议限值。 相似文献
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大亚湾核电站堆芯功率分布测量及其处理 总被引:1,自引:0,他引:1
大亚湾核电站采用的堆内中子探头测量技术,具有国际上商业核电站80年代的水平。而其堆外6节电离室测量,在轴向功率的精细化上,则在国际上处于领先地位。相应的测量数据处理,也是国际上商业核电站的成熟技术。这些技术在国内都属首次应用。本文介绍了大亚湾核电站使用的中子通量测量技术,并对测量数据的处理作了详尽的介绍。 相似文献
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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定 总被引:1,自引:0,他引:1
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响.在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量.本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议. 相似文献
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基于岭澳核电站建设期间采用的质量管理模式,简要介绍了核电站主要土建施工活动的质量管理过程及土建不符合项的控制过程。文中所阐述的各项质量管理过程多是在吸取大亚湾核电站建设经验的基础上,通过岭澳核电工程的具体实践而逐步形成的。 相似文献