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压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动,阻碍事故 相似文献
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稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备,其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况,是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化,并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究,研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下,稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性,能够更好的反应水位特性;表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中,过渡时间小于40 s,且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。 相似文献
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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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稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。 相似文献
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