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中国实验快堆的仪控系统是由可编程控制器构成的控制系统,由硬件系统和软件系统两部分组成,其控制能力的强弱,控制效果的好坏是由软、硬系统两方面共同决定的。因此,在良好的硬件特性的基础上,保证PLC软件部分设计的可靠性是快堆仪控系统设计的关键。 相似文献
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池式快堆的温度场、流场是快堆重点研究课题。钠池区域较大,域内影响流动和传热的因素较多,不同区域(轴向和径向),流动形式各不相同,温度分布差异明显,采用常规的计算方法很难得到满意的结论。本文应用大型三维流体力学程序CFX,模拟计算CEFR堆芯出口区域的温度场和流场。 相似文献
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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 总被引:1,自引:0,他引:1
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 相似文献