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本文介绍了在“北京核电厂模拟器”上,核电厂三种蒸汽管道破裂事故的模拟实验。给出了相应情况下核电厂主要运行参数的变化曲线,并对实验结果进行了分析讨论。同时也介绍了事故处理的一般过程。 相似文献
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蒸汽管道中夹带有水,可能会产生严重的水锤现象,以致造成管道或管道部件以及其约束件的损坏或丧失功能,对核电厂的安全运行是一个潜在的危害因素。提供了一种描述蒸汽管中水团的形成过程和水团对管道冲击力的计算方法,并给出了一个计算实例。 相似文献
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核电厂蒸汽管道中水团冲击(水锤)的分析 总被引:3,自引:0,他引:3
蒸汽管道中夹带有水,可能会产生严重的水锤现象,以致造成管道或管道部件以及其约束件的损坏或丧失功能,对核电厂的安全运行是一个潜在的危害因素。提供了一种描述蒸汽管中水团的形成过程和水团对管道冲击力的计算方法,并给出了一个计算实例。 相似文献
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热管在核电工程中的应用 总被引:3,自引:0,他引:3
概述了热管在空间核电源、核废料冷却,事故条件下安全壳的保护等方面的应用情况,并提出了将热管应用于核电工程中的蒸汽发生器。介绍了国内外针对这些应用所进行的开发研究工作。已有的研究工作表明:根据不同的温度范围选择适当的热管壳体材料、工作介质和吸液芯结构,经过仔细的设计,必要的实验和精良的制作,热管性能可以满足核电工程技术要求并能达到实用化程度。 相似文献
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热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将一起移动到气-液分界面,不凝性气体的存在阻碍了工作流体在气-液交界面处的正常冷凝。本文基于热阻网络法添加了不凝性气体区域传热模型,研究了不凝性气体对高温锂热管稳态传热特性的影响。结果表明,热管达到稳态时不凝性气体的存在缩短了热管的有效传热长度,破坏了热管的等温性和良好的传热效率。此外随着不凝性气体体积份额的增大,不凝性气体区域温度降低幅度越大;随着热管蒸发段输入功率的增大,热管正常工作区域整体温度越高,相同质量的不凝性气体占据的体积份额越小,热管壁面温度出现明显温度梯度降低的位置随着功率升高而向下游移动。 相似文献
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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 总被引:2,自引:0,他引:2
利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 相似文献
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为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承釆用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承,本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面,均有大幅优化;可有效减少支承载荷,最大减少幅度约为24%;可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷,最大降低幅度约为28%。 相似文献
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百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验 总被引:3,自引:0,他引:3
对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体. 相似文献
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秦山三期CANDU核电厂热传输系统 总被引:1,自引:0,他引:1
热传输系统利用高压重水作为工质将大量的热能从芯传输到蒸汽发生器,产生蒸汽去推动汽轮机。为了使热传输系统在电厂动态条件下安全可靠地运行 ,需要一些辅助和控制系统的配合。本文介绍正在建设的泰山三期CANDU核电厂的热传输系统。 相似文献