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介绍了5MW核供热堆水力驱动控制棒逻辑控制系统的功能与特点,以及提高系统可用性和安全性的技术措施。本系统与控制棒水力传动机械相匹配,构成完整的控制系统,用来完成堆的反应性控制。其性能稳定可靠、抗干扰能力强。成功地用于5MW供热堆,并满足其运行的要求。 相似文献
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5MW THR 采用新型的控制棒水力驱动系统,本文对系统的安全特性进行了全面分析。由于该系统的设计是以非能动系统为基础,并实现了传动、导向一体化,故该系统具有可靠的固有安全特性,在任何失效事故下,都能保证反应堆安全停堆。 相似文献
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控制棒水力驱动系统的设计和研究 总被引:23,自引:2,他引:21
分析了200MW核供热堆控制棒水力驱动系统的设计特点;系统中主要设备的设计特点及特性;旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明:HDSCR和各设备的设计合理,运行可靠;各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度,而且改善了系统的温度特性;系统安全能满足200MW核供热堆对控制棒驱动机构的要求。 相似文献
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5MW THR控制棒水力驱动系统的设计及实验研究 总被引:1,自引:0,他引:1
控制棒水力驱动系统是不同于一般水动力堆使用的电磁-机械式传动系统的新型传动装置。它以反应堆冷却剂(水)为工作介质,经泵加压后,注入安装在压力壳内的水力步进缸,通过流量来控制水力步进缸外套作步进式运动,拖动与之相联的中子吸收元件。5MW HTR 是世界上首座使用这种传动的反应堆。采用该传动是为得到更好的安全特性,更可靠的驱动特性和良好的经济性。 相似文献
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本文介绍了核供热堆控制棒位置测量系统的改进方法,该系统由带触摸屏的液晶彩色图像显示器和专门的超声波电子测量系统组成,它具有可靠性好,人机对话方便,以及抗干扰能力强的特点。 相似文献
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通过1∶2的实验模型,对大庆200MW低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明:当Re>5000时,换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生2次流量漂移现象时,各系统参数的变化过程。为大庆200MW低温核供热堆主换热器的最终设计提供了实验基础。 相似文献
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根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标,我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术,其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等,从而使其达到更高的安全标准,同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果,以验证核供热堆的安全特性。 相似文献
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实验研究在5MW核供热堆热工水力学模拟系统HRTL-5上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Clausius-Clapeyron方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在5MW核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。 相似文献
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为了揭示5MW核供热堆的运行特性,进行了一系列实验,包括正常运行的扰动,负荷改变的跟随特性和反应性引入的过渡特性。实验结果表明:当负荷改变±40%和反应性引入2mk,在没有任何外部干预下,反应堆都能安全和安稳地过渡到另一个稳定状态。 相似文献
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清华大学核能技术研究所开发的5MW低温核供热试验堆已建成运行。文章简要介绍了该堆的主要设计特性,包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计,世界上首次采用的控制棒水力传动系统,自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄入热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性,本文给出该堆的主要安全性能。 相似文献
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实验研究了5MW核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆,测量了一回路冷却水水质的化学成分,如溶解氧、pH值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。 相似文献