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以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进行计算,并通过与文献的对比对仿真结果的准确性进行验证,研究主要参数的变化趋势并分析其变化原因,给出完整的事件序列和操作员干预的措施。 相似文献
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N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。 相似文献
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控制系统是核电厂的重要组成部分,其逻辑组态和系统架构的成熟度将直接影响核电厂的安全运行.本文利用成熟的过程模型模拟软件,建立与国产主流第三代堆型的压水堆核电站机组相仿的过程模型,运用虚拟DCS平台建立与实际机组完全相同的逻辑组态,并通过计算机仿真平台把该模型与控制系统组态模型相连接,可以在机组未运行前实现对控制系统的逻... 相似文献
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为了解决中国改进型百万千瓦级压水堆核电站（ACPR1000）在正常稀释与硼化过程中可能产生的主回路与稳压器硼浓度差过大的问题，防止意外违反机组运行技术规范，对硼浓度差的产生原因进行了理论分析，并使用三维瞬态物理热工耦合程序（RELAP5-3D）对反应堆冷却剂系统进行堆芯物理和热工水力建模，应用仿真平台模拟了核岛辅助及相关控制系统，使用由这些系统模型组成的全范围模拟机综合分析了各因素的影响，定量计算在快速硼化瞬态下的硼浓度差。结合机组运行规程与实验数据进行分析，结果表明:硼浓度差的幅度受瞬态过程的喷淋及补水流量影响较大；依据当前运行规程执行仍可能导致机组超出运行规范要求，对此提出了改进建议。 相似文献
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