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先进压水堆关键技术研究与开发 总被引:1,自引:0,他引:1
为了满足用户对下一代轻水堆的要求,世界各国开展了大量的研究与开发活动,针对先进压水堆的关键技术,我国十多年来进行了多项专题技术攻关,本文介绍了我国在先进堆关键技术研究方面所致得的进展,并对这些关键技术的进一步研究开发做了展望。 相似文献
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压水堆核电站负荷跟踪的研究 总被引:3,自引:0,他引:3
阐述了核电站负荷跟踪的必要性,运行方式,物理数学模型和计算程序的研制,以及存在问题和改进方法,核电站负荷跟踪与运行方式,调节特性有很大关系,实践表明:只要设计合理,参与负荷跟踪是完全可能的,如果适当改进,运行性能还将进一步提高。 相似文献
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文中简要介绍了国外压水堆核电站的发展趋势。结合我国秦山二期工程的具体情况,探讨了我们应该采取的对策。 相似文献
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冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果与前者比较,还是有不足之处或仅为接近。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨,很值得提倡。尽管这种探讨不一定就能很快得到优于现有控制方案的结果,但对该领域一定会带来启发作用甚或带来突破。 相似文献
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压水堆核电站不锈钢主管道铸造 总被引:1,自引:0,他引:1
用电弧炉和AOD双联冶炼核电站主管道Z3CN20-09M,并根据Shaeffler图计算结果调整Z3CN20-09M的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度g值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足RCG-M的要求。 相似文献
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本文介绍了事故状态下安全壳压力和温度瞬态变化计算程序,重点讨论了CONTEMPT—LT/028程序,并用该程序分析了秦山核电站安全壳在在失水事故状态下的各种响应,研究了一些影响因素。 相似文献
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核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。 相似文献
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对压水堆核电厂一回路系统及主要设备进行了详细分析,建立了点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型和主循环泵四象限特性模型,并以此为基础使用FORTRAN90语言和Visual C++语言通过混合编程的方法开发了核电厂仿真分析程序,实现了对压水堆核电厂一回路主要设备及全系统的可视化仿真计算。软件提供实时绘图、缩放等可视化功能,还提供了数据结果的标准图片格式和标准文本格式输出。通过将程序的计算结果与RELAP5/MOD3.0计算结果进行比较,对程序的可靠性进行了验证。 相似文献
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提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序NCS对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。 相似文献
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船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究 总被引:2,自引:0,他引:2
讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。 相似文献
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本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。 相似文献
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压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗 总被引:3,自引:2,他引:1
本文主要叙述了国际上和大亚湾核电厂所采用的机械清洗及其设备,还介绍了核电站现场机械清洗的情况。对机械清洗、化学清洗、清洁度的视频检查、外来物的取出等提出了几点看法。 相似文献