简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 。

核供热堆堆芯冷却剂出口温度的软测量方法

该文阐述了一种用于200MW核供热堆(NHR 200)堆芯冷却剂出口温度的软测量方法。两支铠装热电偶被置于燃料元件盒支承格子板侧面的空间正交沟槽中,用这两支热电偶所测得的温度计算堆芯燃料元件盒冷却剂的出口温度。此测量方法已通过实验验证,并得到了用于计算堆芯冷却剂出口温度的经验公式。对于NHR 200,堆芯燃料元件盒冷却剂出口温度的最大测量误差为1 7℃。

“华龙一号”堆芯液位探测器功能试验方法优化设计

针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热功率和降水位速度等方法,对功能试验的方法与试验装置进行改进设计,最终消除了功能试验中的跟踪曲线异常抖动现象。

压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析

压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从"碱性-还原"到"酸性-氧化",再到"碱性-还原"的循环过程中,110mAg形态会从原子态Ag^0变成离子态Ag^+,再变成Ag^0纳米胶体;过滤+离子交换工艺对110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低,而过滤+离子交换+吸附工艺对110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。

一种SCWR概念设计方案的系统水动力特性

对一种典型的超临界水堆(SCWR)设计方案中的反应堆冷却剂系统(RCS)和非能动余热排出系统(PRHRS)回路进行了简化,建立了两系统在超临界压力下的统一水动力模型。利用模型对SCWR主系统和非能动余热排出系统的水动力特性及输热、排热能力进行了计算,并在此基础上分析了堆芯进口温度、泵特性、回路高度、系统阻力等因素对系统运行的影响。