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992.
993.
报道了高温气冷堆球形燃料元件中包覆燃料颗粒的表面铀沾污、自由铀含量及包覆燃料颗粒的装铀量等性能指标的测试方法、范围及测量误差。利用激光荧光法测量并计算了包覆燃料颗粒中的自由铀含量及表面铀 沾污,利用电位滴定法测量了包覆燃料颗粒的装铀量。结果表明,经4层连续包覆的包覆燃料颗粒的质量符合并满足高温气冷堆球形燃料元件对包覆燃料颗粒的设计要求。 相似文献
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995.
为了保障地震发生时10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的正常运行和安全停堆,设置了地震监测系统。该系统按无人值守方式设计,主要由高灵敏度的加速度传感器、高可靠性的工业控制计算机和成熟的地震分析软件组成,信号采集处理采用了最新技术。系统监测三个测点的九路加速度时程信号,判断为地震信号后计算峰值加速度,超过报警阈值时向主控室提供声光报警信号;系统同时计算响应谱和设计响应谱,并与理论设计响应谱进行比较,最后打印出地震报告。抗震试验和性能试验结果表明,该系统符合抗震设计要求,其功能覆盖并超过了组合使用的多种地震监测仪表。 相似文献
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997.
在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。 相似文献
998.
999.
1000.
10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析 总被引:1,自引:0,他引:1
10MW高温气冷堆蒸汽发生器(SG)传热管是带放射性的一回路与无放射性的给水蒸汽二回路的屏障。管束的破裂将会引起二回路的水蒸汽进入一回路,从而导致堆芯压力的升高和放射性产物的外泄,因此确保传热管的完整性是十分必要的。传热管的结构采用小弯曲半径的螺旋管结构,对于这种无法进行体积性在役检查的螺旋管,利用破前漏思想确保传热管的完整性是一个重要的选择。本文利用管道有限元程序PIPESTRESS对高温气冷堆蒸汽发生器传热管的应力进行了计算,得到了传热管的最大应力和应力与材料的不利组合位置。 相似文献