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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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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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唐忠樑 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):15-15
CEFR在首次临界试验完成后,由净堆临界装载向运行装载冷态过渡。完成一系列物理试验后,在提升功率之前,逐渐向运行装载热备用态过渡(此时,反应堆的功率仍为零)。这时,反应堆的介质温度从250℃上升到360℃。由于堆芯材料温度和钠冷剂温度的变化引起了钠密度、燃料组件尺寸、钢反射层组件尺寸变化、Doppler效应以及栅板联箱径向膨胀导致堆芯径向尺寸改变的效应,使得堆的反应性发生改变。CEFR物理启动温度反应性系数测量试验就是测量CEFR从250℃等温加热到360℃时由于温度的变化所引起的反应性变化。 相似文献
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介绍一种新型智能核密度计,它采用了对被测介质密度非线性拟合,放射源衰变自动补偿,介质温度-密度自动补偿等多项新技术,与国内同类仪表相比,具有测量精度高,操作简便,自检等功能。 相似文献
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在一次侧平均温度和稳压器水位的整个变化范围内,应用CATIA2程序,对大亚湾18个月燃料循环延伸运行中的主蒸汽流量全部丧失事故进行了分析计算。结果表明:一次侧功率,平均温度和稳压器水位变化均能满足运行图的要求;事故中一次侧最大压力不会超过超压保护准则值。本文在运行图上给出了包络的运行区域,并从几十种计算工况中选出了两种具有代表性的工况进行计算分析。 相似文献