共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
2.
10MW高温气冷堆燃料元件装卸系统的控制系统设计 总被引:3,自引:0,他引:3
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是一座球床型反应堆,燃料元件的装卸和循环不需要停堆,由燃料元件装卸系统自动实现。为保证HTR-10的正常运行,燃料元件装卸系统必须安全可靠运行。为此,控制系统根据HTR-10燃料装卸系统热实验装置控制系统的设计和运行经验,采用了欧姆龙(OMRON)C200H可编程控制器(PLC)作为核心部件。本文介绍了控制系统的设计方案、控制过程和PLC控制的特点以及用其实现 相似文献
3.
10MW高温气冷堆(HTR-10)基层调节回路的研究是确立协调控制方案的基础,由于对象特性复杂,不确定因素较多,给仿真分析带来很大的难度。在SIMULINK环境下建立各回路的仿真框图,并完成了一系列研究工作,具有过程方便、快捷,结果合理、准确等优点,为现阶段HTR-10动力系统控制策略的研究提供了有力的参考。 相似文献
4.
对10MW高温气冷实验堆(HTR-10)反射层石墨毒物对平衡态堆芯特性的影响进行了敏感性分析计算,并且研究了反射层毒物浓度为5.2mg/L硼当量的情况下反应性的补偿手段。结果表明:毒物的存在,致使反应性下降,为了补偿这种效应,需要增大燃料中^235U的富集度或者增大堆芯装料体积。本文工作可为HTR-10燃料中^235U的富集度以及其它参数的选取提供参考依据。 相似文献
5.
本文介绍了HTR-10高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设,并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中,堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大,在离排放点250m处公众个人受到的全身剂量为5.44×10 ̄(-1)mSv,此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低1个量级。 相似文献
6.
7.
10MW高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置 总被引:3,自引:2,他引:1
介绍了100MW高温气冷堆(HTR-10)蒸发发生器双管工程模拟实验装置实验回路及主要实验设备的技术特征和主要技术指标,该实验装置用两根螺旋蒸发管作为实验本体,用高温氦气作为热源,全部采用全尺寸模拟。实验回路由氦气回路,一次水回路,二次水回路组成。一次侧氦气的工作压力为3.0MPa,工作温度为670℃二次测蒸汽压力为4.0MPa,工作温度为440℃。该装置主要研究HTR-10蒸汽发生器30%负荷运 相似文献
8.
PANAMA程序是德国在高温气冷堆安全研究中开发的一个实用程序,可以用来计算TRISO-包覆燃料颗粒在事故条件下的破损率,本文简介PANAMA模型,着重开发了PANAMA程序中SiC压力容器失效模式,并利用10MW高温气冷实验堆(HTR-1)包覆燃料颗粒的设计参数,计算了燃耗,温度,核芯直径以及各包覆层厚度对颗粒破损率的影响,结果分析表明破损率阻燃耗,温度和核志直径的增大面而增长较快,对缓冲层和S 相似文献
9.
主蒸汽管道断裂事故分析 总被引:1,自引:0,他引:1
在大亚湾核电站换料分析中,针对多卜勒功率亏损模型,需要对主蒸汽管道断裂事故进行了分析,本文利用THEMIS程序和FLICAⅢ-F程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析,其结果表明,顺主蒸汽管道断裂事故过程中,即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾(DNB)。 相似文献
10.
HTR—10石墨球与燃料球均匀混合装料初装堆方案研究 总被引:3,自引:0,他引:3
分析了球床式高温气冷堆几种可能的初装堆方案的特点,选取石墨球与燃料球均匀混合作为10MW高温气冷实验堆的初装堆方案。利用高温气冷堆物理设计程序VSOP进行计算,分析屯HTR-10从初始装料向平衡态过渡过程中的倒换料方式,最大单球功率及最大燃耗变化情况。 相似文献
11.
12.
13.
蒸汽发生器传热管断裂事件树分析 总被引:3,自引:0,他引:3
对压水核堆电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故进行了概率安全分析,给出了功率运行状态下一根或两根SGTR事故导致堆芯裸露的频率为1.26×10^-6/堆·年,并找出了支配性序列及其主要贡献。文章指出了模拟培训中对SGTR事故下正确干预训练的重要性。 相似文献
14.
15.
用瞬态有限差分解法计算了氦冷高温气冷堆自然对流问题。分析中采用点松驰方法迭代求解非线性的有限差分方程组,给定边界的温度和计算的几何即可求得速度场和温度场。本文以国际原子能机构(IAEA)关于“高温气冷反应堆系统在事故工况下的热传输和余热导出”问题的合作研究计划(CoordinatedResearchProgram简称CRP)的基准试验的部分数据为基础,计算了压力容器内氦气自然对流流场和压力容器外腔室内空气自然对流流场,并与美国Bechtel实验室的计算结果作了比较,结果是合理的。 相似文献
16.
截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究 总被引:1,自引:0,他引:1
放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数,在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型(VAR)对释放源项的求解为全局最优,但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响,建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型(TTLS-VAR)。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正,以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证,结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。 相似文献
17.
反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。 相似文献
18.
19.
分析了室温、77K及外加磁场下淬火态和室温下掺氢非晶态Fe90-xCoxZr10(x=4,10,20,30,40)和Fe90-yCryZr10(y=0,4,7,13,16)的穆斯堡尔谱和超精细场分布P(Hhf)-Hhf。实验结果表明:(1)Fe90-xCoxZr10(x=30,40)的P(Hhf)是单峰的,表现为强的铁磁性;崦Fe90-xCoxZr10(x=4,10,20)和Fe90-yCryZr 相似文献