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新型氮气稳压器系统稳态和瞬态特性研究 总被引:1,自引:0,他引:1
根据氮气稳压器系统的基本理论模型,分析了氮气稳压器的稳态和瞬态运行特性,得到了两种不同波动流量工况下,稳压器压力、水位、水区焓、水区质量、氮气温度及氮气体积随时间的变化特性.结果表明:当波动流量为正波动时,稳压器的压力、水区质量、水区焓、水位、氮气温度均呈上升趋势,氮气的体积降低;而当波动流量为负时,各参数变化规律相反.研究表明,氮气稳压器的响应特性较好.两种工况下主要参数的变化趋势与理论分析相一致,但对该模型的实验验证以及控制研究仍需在将来的工作中进行. 相似文献
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开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。 相似文献
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一、研究概况西德 KWU 为研究 U 型管蒸汽发生器两相流分离系统的特性进行了专门的试验,并根据试验结果分析了不同水位、不同汽水流量以及压力变化对分离器的压降、蒸汽湿度和疏水含汽量的影响。分离器和干燥器的综合性能与至今获得的运行经验表明,其分离系统完全能保证蒸汽发生器出口蒸汽湿度低于0.25%的规定值。目前裝设在 KWU 标准蒸汽发生器内的分离系统是大量试验的结果。研制汽水分离器之初,KWU 即确立了两个目标:①研制的分离系统必须保证在各种运行工况下 相似文献
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针对稳压器底部电热元件进行加热时,稳压器中上部和底部温度差异较大,导致传统稳压器差压法液位存在测量误差大的问题,提出了一种基于分区密度补偿的稳压器液测量方法。首先根据实际情况将稳压器分为饱和区和非饱和区,饱和区为饱和蒸汽所在区域,利用测量得到的温度对饱和蒸汽密度进行补偿;非饱和区域为介质水所在的区域,利用非饱和区域平均温度对介质水密度进行补偿。其次在稳压器饱和区和非饱和区,建立基于最小二乘法的多项式拟合模型,进行密度变量补偿,进而结合冷水段密度量进行液位计算。最后在实验装置上进行实验,并和基准液位进行比较,实验表明本文所提出的稳压器液位测量方法能够得到可靠的测量结果,因此本方法能够广泛应用于核工业等工业领域中压力容器液位测量。 相似文献
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通过分析相间的传热传质过程以及非凝性气体存在时壁面蒸汽冷凝过程,建立了汽 气稳压器模型,研究了非凝性气体对稳压过程的影响,描述了稳压器的稳压特性,并将模型计算结果与MIT稳压器实验数据进行了对比。结果表明:当不含非凝性气体时,计算精度高,相对偏差在0.8%内,压力峰值为0.647 MPa;当非凝性气体含量从0增至20%时,计算精度相对减小,最高相对偏差为15.4%;压力峰值从0.647 MPa增至1.02 MPa。研究表明非凝性气体对稳压器稳压过程具有重要影响作用,随着非凝性气体的种类和含量的变化,稳压器内稳压过程发生显著变化。 相似文献
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本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽(或水)排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明:ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(9):855-867
The reduction of manpower in operation and maintenance by simplification of the system are essential to improve the safety and the economy of future light water reactors. At the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), a concept of a simplified passive safety reactor system JPSR was developed for this purpose and in the concept minimization of developing work and conservation of scale-up capability in design were considered. The inherent matching nature of core heat generation and heat removal rate is introduced by the core with high reactivity coefficient for moderator density and low reactivity coefficient for fuel temperature (Doppler effect) and once-through steam generators (SGs). This nature makes the nuclear steam supply system physically-slave for the steam and energy conversion system by controlling feed water mass flow rate. The nature can be obtained by eliminating chemical shim and adopting in-vessel control rod drive mechanism (CRDM) units and a low power density core. In order to simplify the system, a large pressurizer, canned pumps, passive residual heat removal systems with air coolers as a final heat sink and passive coolant injection system are adopted and the functions of volume and boron concentration control and seal water supply are eliminated from the chemical and volume control system (CVCS). The emergency diesel generators and auxiliary component cooling system of “safety class” for transferring heat to sea water as a final heat sink in emergency are also eliminated. All of systems are built in the containment except for the air coolers of the passive residual heat removal system. The analysis of the system revealed that the primary coolant expansion in 100% load reduction in 60 s can be mitigated in the pressurizer without actuating the pressure relief valves and the pressure in 50% load change in 30 s does not exceed the maximum allowable pressure in accidental conditions in regardless of pressure regulation. 相似文献
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本文较详细地介绍了秦山核电厂五个控制系统(堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器液位控制系统、蒸汽发生器给水调节系统和主蒸汽旁路排放控制系统)的调试目的、调试条件、调试内容以及调试过程中应注意的要点。在30%额定功率运行时所作的全厂瞬态试验表明,五个控制系统基本上达到了电厂运行要求。但仍需作50%、75%和100%各额定功率的验证试验,以确保电站的安全、可靠运行。 相似文献
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 总被引:6,自引:5,他引:1
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 相似文献