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反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动研究 被引量:3
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作者 阎昌琪 孙中宁 孙立成 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第3期223-227,共5页
对反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动过程进行了实验研究和理论分析。实验回路由竖直管、倾斜管和水平管三段组成 ,研究发现在这种回路中水平管的长度对逆向流动的溢流开始点影响较大。对逆向流动的溢流开始点进行了实验研... 对反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动过程进行了实验研究和理论分析。实验回路由竖直管、倾斜管和水平管三段组成 ,研究发现在这种回路中水平管的长度对逆向流动的溢流开始点影响较大。对逆向流动的溢流开始点进行了实验研究和理论分析 ,对现有的国外计算模型进行了分析和比较 ,推荐了热管段内溢流开始点的计算关系式。 展开更多
关键词 两相流动 热管 水平管 溢流 反应堆 失水事故 逆向流动
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热管段液位静态特性分析及工程测量监督优化
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作者 闫继锋 郑伟 +5 位作者 钱立虎 郑骈垚 马象睿 曾景晖 金冀伟 解保林 《自动化仪表》 CAS 2023年第11期15-19,共5页
在核安全电气设备的监督检查过程中,对安全级分布式控制系统的反应堆保护和监测功能进行独立验证时,发现在核电机组正常运行情况下,热管段中测量液位的核级差压式液位计存在持续向安全显示单元发出超量程质量码报警信号的问题。从法规... 在核安全电气设备的监督检查过程中,对安全级分布式控制系统的反应堆保护和监测功能进行独立验证时,发现在核电机组正常运行情况下,热管段中测量液位的核级差压式液位计存在持续向安全显示单元发出超量程质量码报警信号的问题。从法规合规性、仪表精度和测量系统整体可用性的角度,通过密闭式差压液位计测量分析、通道不确定度计算,分析了热管段液位在正常运行和停堆工况下的静态特性及精度符合性。根据设备特点提出了满足工程应用需求的纠正措施,以及应对仪表超量程问题的解决方案。 展开更多
关键词 核安全监督 独立验证 热管 差压液位计 超量程 报警 优化 质量码
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Analysis of hot leg natural circulation under station blackout severe accident 被引量:2
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作者 DENG Jian CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2007年第2期123-128,共6页
Under severe accidents, natural circulation flows are important to influence the accident progression and result in a pressurized water reactor (PWR). In a station blackout accident with no recovery of steam generator... Under severe accidents, natural circulation flows are important to influence the accident progression and result in a pressurized water reactor (PWR). In a station blackout accident with no recovery of steam generator (SG) auxiliary feedwater (TMLB' severe accident scenario), the hot leg countercurrent natural circulation flow is analyzed by using a severe-accident code, to better understand its potential impacts on the creep-rupture timing among the surge line, the hot leg, and SG tubes. The results show that the natural circulation may delay the failure time of the hot leg. The recirculation ratio and the hot mixing factor are also calculated and discussed. 展开更多
关键词 压水堆 全场断电 严重事故 热管 自然循环
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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究 被引量:1
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作者 任春明 杜思佳 +4 位作者 邓坚 吴清 辛素芳 胡迎 刘晓波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期203-206,共4页
为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。 展开更多
关键词 三代核电 热管 温度搅混 温度测量
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基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析
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作者 李天晓 周文平 盛伟 《沈阳工程学院学报(自然科学版)》 2017年第3期193-198,共6页
为避免反应堆在一回路小破口失水事故下,堆芯因不充分冷却而发生融化事故和放射性的外泄,利用大亚湾1 000 MW核电站仿真机系统对压水堆主冷却剂系统热管段小破口失水事故进行计算分析。通过实验数据分析不同破口尺寸情况下出入口温度变... 为避免反应堆在一回路小破口失水事故下,堆芯因不充分冷却而发生融化事故和放射性的外泄,利用大亚湾1 000 MW核电站仿真机系统对压水堆主冷却剂系统热管段小破口失水事故进行计算分析。通过实验数据分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势,并将分析结果与ATHLET软件模拟情况的参数变化相比较,以此来验证仿真机系统能否精确地对热管段小破口事故进行仿真机模拟,同时为分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势提供数据参考。 展开更多
关键词 热管 小破口 ATHLET分析系统 仿真机系统
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锅炉过热器管内氧化和不受热管段安全问题
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作者 钱祥鹏 《电力安全技术》 2008年第11期20-21,共2页
笔者收到的锅炉事故档案中出现2起过热器不受热管段过热爆管事件。(1)435MW UP炉(主汽温568℃)。2004-05- 11,运行人员发现末级过热器有1点热电偶超温报警,至13日凌晨检查发现炉管泄漏。
关键词 末级过热器 安全裕度 炉内 过热爆管 奥氏体热强钢 锅炉过热器 热管 管座 蠕胀测量 金属监督 技术监督 锅炉事故 设备事故 再热器 锅炉出口 壁温 表面温度 汽温
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PWR核电站ΔT超温超功率保护参数合理性分析 被引量:2
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作者 李贤民 刘道光 《自动化仪表》 CAS 2016年第10期67-70,共4页
针对岭澳核电站二期3号机组调试启动低功率试验期间,一回路冷、热管段温差(ΔT)超功率保护定值偏低、容易触发反应堆保护动作等问题,基于Simulink搭建超温超功率保护逻辑,对设计方提供的新、旧参数的输出结果进行仿真对比,从第三方角度... 针对岭澳核电站二期3号机组调试启动低功率试验期间,一回路冷、热管段温差(ΔT)超功率保护定值偏低、容易触发反应堆保护动作等问题,基于Simulink搭建超温超功率保护逻辑,对设计方提供的新、旧参数的输出结果进行仿真对比,从第三方角度对其进行合理性评价。仿真结果和机组实测数据表明,该方法正确、可靠,能有效降低机组首次启动功率运行期间的安全风险。 展开更多
关键词 热管温差 超温 超功率 仿真 核电站 保护系统 SIMULINK 参数分析 误动分析
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热管反应堆启堆特性分析
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作者 杜政瑀 马誉高 +4 位作者 钟睿诚 丁书华 何晓强 邓坚 刘余 《核动力工程》 EI CSCD 北大核心 2023年第S02期67-73,共7页
热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,... 热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,提出了“蛙跳式”启堆控制策略,通过理论分析的方法提出了策略的控制整定值;在系统设计改进方面,提出了增加空气预热器用于热管完全启动前热管冷凝段预热的方案;并采用数值计算的方法对前述方案的应用效果进行了分析和验证。计算结果表明,提出的启堆控制策略和系统设计改进方案减小了启堆过程中堆芯功率的波动幅度,减小了热管启动过程中热管蒸发段和冷凝段的温差,并相应降低了热管热应力,提高了热管运行的可靠性。其研究成果为控制鼓的设计提供了输入,也为反应堆保护与控制系统相关监测参数的设定和热管堆气体冷却系统的设计方案提供了参考。 展开更多
关键词 热管反应堆(HPR) 启堆 控制策略 热管冷凝预热
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