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相比于陆基核电厂,船用核动力装置的非能动安全系统运行压力较低,运行功率变化频繁,在两相自然循环条件下,非能动安全系统内的流动更加复杂多变。为了研究两相自然循环在低压、低功率条件下的循环特性,基于比例分析方法搭建了两相自然循环的原理试验台架,研究了低压条件下功率和初始液位高度对自然循环特性的影响。结果表明,在低压条件下,系统稳定运行后的压力、流量等均受初始液位高度和功率的影响。当功率为50 kW时,初始液位越高,系统稳定后的压力越大,但是流量相差较小;初始液位一定时,功率在40%满功率~100%满功率内,随着功率的增大,系统稳定后的压力也逐渐增大。这为试验台架后续两相自然循环的研究提供了方向,也为船用核动力装置非能动安全系统研究提供了参考。 相似文献
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本文提出了一种适用于船用核动力装置的非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用三个回路的自然循环,把余热排到最终热阱。利用RETRAN02程序,结合陆奥堆的参数,对该系统余热排出能力进行了计算,并分析了影响余热排出能力的几个关键因素。 相似文献
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船用核动力装置专家系统技术研究 总被引:1,自引:0,他引:1
以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义 相似文献
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小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 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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