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稳压器是压水堆核电站的重要部件之一,其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。在正常的运行瞬态情况下,稳压器压力控制系统使稳压器的压力维持或恢复到设定值。在瞬态过程中,稳压器控制系统产生相应动作,防止压力增加某限值,当压力大于该限值时,会触发反应堆紧急停堆或需要驱动专设安全设施来防止压力边界超压。同样,也要防止压力降低到需要驱动专设安全设施动作,以防止偏离泡核沸腾的情况发生。首先通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型,并基于OPC技术开发了验证真实DCS控制逻辑策略的接口通信软件,完成了对稳压器压力控制系统控制策略和响应特性的闭环验证。 相似文献
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使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。 相似文献
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稳压器是核反应堆系统重要的部件,其基本功能为通过加热及喷淋系统建立并维持一回路系统的压力,并通过安全阀、超压保护等部件保证稳压器的安全运行。此外,稳压器作为一回路系统的缓冲容器,吸收一回路系统水容积的迅速变化。本文使用NI公司的虚拟仪器仿真软件LabVIEW仿真稳压器压力控制系统的工作和控制过程,其目的是尽可能真实地模拟稳压器的实际工作过程,并且选用好的控制算法来获得最佳的控制效果。 相似文献
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本文研究核电站稳压器抗震分析模型的建立方法。针对某堆型的稳压器,分析内部冷却剂的液面晃动效应及处理方法;对比分析节点个数、筒体壁厚、集中质量等因素对简化模型固有频率的影响,确定了稳压器抗震分析模型的简化原则。针对最终模型进行模态分析,并对计算结果进行评价。 相似文献
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核电站培训仿真器稳压器模型的改进 总被引:1,自引:0,他引:1
本文的改进模型采用两相非平衡态模型,考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降、喷淋凝结等各种传热传质过程。本文给出的模型与实验数据比较,吻合程度很好,并能满足核电站仿真器实时计算的要求。 相似文献
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稳压器的模型化与仿真 总被引:4,自引:2,他引:4
本文提出了完善的核电站稳压器三区不平衡模型及相应的PZR-1动态仿真程序。程序分别采用了亚当斯(Adams)方法、哈明(Hamming)方法、龙格-库塔(Rang-Kutta)法和外推法等不同算法,仿真精度高、速度快。以希平港核电站减负荷试验时稳压器的动态特性对模型和程序进行验证,仿真结果与试验数据符合良好,结果同时表明用亚当斯方法进行仿真更有效。 相似文献
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本文研究核电站稳压器抗震分析模型的建立方法。针对某堆型的稳压器,分析内部冷却剂的液面晃动效应及处理方法;对比分析节点个数、筒体壁厚、集中质量等因素对简化模型固有频率的影响,确定了稳压器抗震分析模型的简化原则。针对最终模型进行模态分析,并对计算结果进行评价。 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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