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为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。 相似文献
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介绍了中国改进型压水堆1000MW核电站(CPR1000)设计瞬态计算中的RETRAN程序建模方法.首先对核岛主设备几何参数进行计算;然后按照应力计算的要求,对CPR1000主设备进行了详细地模拟,建立了大量的控制容积和导热构件.分别进行了稳态调试以及事故瞬态计算,并与珐玛通公司的计算结果进行了比较.结果表明,RETRAN程序模型基本满足设计瞬态分析和设备应力分析边界条件的模拟要求. 相似文献
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应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏. 相似文献
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《中国核电》2017,(4)
常规岛工程作为核电站的重要组成部分之一,其设计技术水平直接影响着核电站运行的安全性、经济性及可靠性。从"华龙一号"常规岛技术方案的初步研究到示范项目技术方案的基本形成,作为常规岛设计的负责单位,紧紧围绕"华龙一号"示范工程厂址特点、工程背景和核岛接口要求,对"华龙一号"示范工程常规岛设计技术多个方案进行了优化和完善,形成了与三代核电技术匹配、各项技术指标优良、安全性和经济性得到充分保证的常规岛技术方案,典型的几项技术优化工作包括:结合参考工程的运行反馈,对常规岛主厂房降低标高技术再次优化和完善,形成更经济、更合理的方案;结合汽轮发电机组技术最新成果,确定了更先进、更成熟、更可靠的主机规范;将抗震计算分析技术首次应用到示范工程的主蒸汽和主给水系统,提高主蒸汽和主给水系统运行的可靠性;对常规岛主厂房进行了防倒塌全面分析,为核岛和常规岛主厂房的安全分析,提供了更为全面和可靠的分析数据;对常规岛相关系统进行了针对性优化,系统配置更为合理规范;采用了更为先进、功能更强大的Smart3D三维设计软件进行设计,有利于常规岛施工设计的进一步深化和设计质量的进一步提高等,通过以上系统性的设计技术改进、优化以及先进设计手段的应用,必将为"华龙一号"示范项目常规岛精品工程的建设打下良好的技术基础,并形成了充分的技术保证。 相似文献
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本文通过点堆模型,分析了脉冲堆瞬态棒提升速度对于脉冲运行工况的影响。得到如下结论:1.瞬态棒出堆的末速度对功率脉冲的峰值影响最大。2.出堆速度越高,投入的过剩反应性的损失越小。3.存在一个临界速度,当低于该速度时,反应堆将不会产生脉冲功率。以这一分析为基础,我们选用快排型气缸作为瞬态棒的提升机构。在对气缸的运动进行分析计算及试验的基础上,提出了设计曲线及设计方法。在这一试验中,气缸的末速度达到11m/s。 相似文献
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为了确保电厂的安全运行,随着反应堆压力容器(RPV)服役时间的延长,需要及时评估其由实际运行瞬态导致的疲劳损伤。以RPV的实际运行监测数据为基础,对照设计瞬态,统计了电厂运行以来的实际运行瞬态的种类和发生次数,将各种瞬态组合成完整的运行循环,并采用有限元方法对RPV的典型部件进行了温度场分析和应力分析,在此基础上完成了疲劳评定。计算和评定结果表明,如果电厂以后的运行瞬态与之前的运行瞬态类似,在设计寿期内,RPV中最大的累积疲劳损伤系数与设计计算值之比为0.4967,可见设计瞬态是偏保守的。本文的评价方法可以实现RPV后续疲劳损伤的快速评定和跟踪,评价结果可以为RPV的老化管理工作提供有益参考。 相似文献
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垂直上升管内对流沸腾瞬态数值模拟及其两相流不稳定性预测 总被引:1,自引:1,他引:0
核电站蒸汽发生器二次侧为两相对流沸腾换热过程,在设计过程中须保证其不发生两相流不稳定性。本工作采用时域法对垂直上升管内两相流不稳定性进行研究,建立了垂直上升直管内流动沸腾过程的一维模型,并编制计算程序。采用该程序模拟了流动沸腾过程气液两相流密度波的不稳定性,给出两相流波动过程瞬态参数分布,由此分析了密度波不稳定发生的机理,并分析了质量流速、系统压力、入口过冷度对不稳定的影响。结果表明,与已有实验及理论结果相比,瞬态参数计算结果与实验结果符合较好,可较好找到不同工况下直管内气液两相流发生不稳定的边界,结果优于Khabenski线算图方法。 相似文献
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1 前言 在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸汽发生器的瞬态特性,必需进行复杂的数学处理,这将给整个系统的瞬态分析带来困难。因此,在目前的系统安全分析中,作为一个部件的蒸汽发生器,一般都采用流体守恒方程的点模型来描述瞬态过程。 相似文献
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《核动力工程》2018,(Z2)
为保证三维堆芯瞬态计算过程中的静、瞬态精度与实时性的要求,采用高阶节块展开法对全堆芯细网划分进行静态数值计算,得到非均匀中子通量和界面中子流;采用体积通量权重法进行细网到粗网的均匀化过程,得到均匀化群参数、界面不连续因子与边界反照率;在瞬态计算过程中,根据棒位变化与热工水力参数反馈实时修正均匀化参数与不连续因子;最后利用基于不连续因子校正的粗网有限差分法,实现了三维堆芯静态、瞬态计算,并编制计算程序,进行了典型LMW算例的数值模拟验证。仿真实验证实此方法在空间与时间两个维度上,均达到与高阶节块展开法等同的精度,且计算效率高于将节块展开法直接应用于瞬态计算的数值模拟程序,满足开发核电站全范围模拟机三维堆芯模型的需要。 相似文献
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采用漂移流模型的U形管蒸汽发生器动态仿真 总被引:1,自引:0,他引:1
使用漂移流模型建立U形管蒸汽发生器瞬态分析模型。在瞬态方程的基础上 ,得到稳态工况的计算方程 ,提出了一个计算速度快 ,精度高的稳态方程求解方法 ;其分析结果与大亚湾核电站蒸汽发生器静态工作特性符合得很好。在瞬态分析过程中 ,使用了自动变步长的非线性多步法 ,在保证计算精度的前提下 ,计算速度得以改善 ;其分析结果与经实验验证的FRAMATOME对大亚湾核电站蒸汽发生器分析结果符合得很好。 相似文献
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我国核电建设正处于快速发展阶段,而核电站运行的可靠性、经济性是核电站设计的重要原则。作为核电站重要部分的常规岛,其安全可靠运行亦至关重要。汽水管道流动加速腐蚀(FAc)一直是影响核电常规岛可靠运行的重要问题,本文结合FAc现象的产生机理和特征,分析影响FAc的影响因素,通过对常规岛主要汽水管道材料的选取、管道规格的选择、管道布置设计及给水pH的控制等方面进行分析研究,给出在设计阶段应对FAc的策略,对于核电常规岛设计具有借鉴意义。 相似文献
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《中国核电》2021,(2)
"华龙一号"工程常规岛厂房中设置了废油和非放射性水排放系统(WOD)和常规岛废液收集系统(WLC)。WOD系统将非放含油废水归集在非放含油废水坑中,通过输送泵将含油废水排入位于厂区的下游处理构筑物—油水分离装置(FS子项);按照惯例,将常规岛热力系统的排水视为潜在放射性废液,需要通过常规岛废液收集系统(WLC)归集后排至位于厂区的常规岛液态流出物排放系统(WQB)。本文阐述了随着首台"华龙一号"堆型机组的设计提升,以及对三代技术的进一步认识,漳州一期工程对此系统的配置进行的改进,对WLC系统进行了简化设计,取消了潜在放射性油水坑和油水分离装置,并对取消该系统后对核安全、工艺系统设计和投资等方面的影响进行了分析。为我国后续"华龙一号"核电厂常规岛该系统的设计提供参考和借鉴。 相似文献