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PWR堆芯动态特性的SIMULINK仿真计算及界面设计 被引量:1
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作者 何丽华 谢金森 +2 位作者 刘紫静 谢芹 郑平卫 《新型工业化》 2016年第7期17-21,共5页
运用堆芯物理热工模型建立了PWR堆芯的SIMULINK仿真模型,探讨了在不同反应性扰动下堆芯的动态响应规律。在此基础上,根据SIMULINK仿真模型建立了GUI人机交换界面,通过GUI界面设置模型参数并控制SIMULINK程序和显示仿真结果,使仿真更加... 运用堆芯物理热工模型建立了PWR堆芯的SIMULINK仿真模型,探讨了在不同反应性扰动下堆芯的动态响应规律。在此基础上,根据SIMULINK仿真模型建立了GUI人机交换界面,通过GUI界面设置模型参数并控制SIMULINK程序和显示仿真结果,使仿真更加直观、灵活、快捷。 展开更多
关键词 pwr堆芯 SIMULINK仿真 GUI
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Effect of water injection on hydrogen generation during severe accident in PWR
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作者 TAO Jun CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2009年第5期312-316,共5页
Effect of water injection on hydrogen generation during severe accident in a 1000 MWe pressurized water reactor was studied. The analyses were carried out with different water injection rates at different core damage ... Effect of water injection on hydrogen generation during severe accident in a 1000 MWe pressurized water reactor was studied. The analyses were carried out with different water injection rates at different core damage stages. The core can be quenched and accident progression can be terminated by water injection at the time before cohesive core debris is formed at lower core region. Hydrogen generation rate decreases with water injection into the core at the peak core temperature of 1700 K, because the core is quenched and reflooded quickly. The water injection at the peak core temperature of 1900 K, the hydrogen generation rate increases at low injection rates of the water, as the core is quenched slowly and the core remains in uncovered condition at high temperatures for a longer time than the situation of high injection rate. At peak core temperature of 2100–2300 K, the Hydrogen generation rate increases by water injection because of the steam serving to the high temperature steam-starved core. Hydrogen generation rate increases significantly after water injection into the core at peak core temperature of 2500 K because of the steam serving to the relocating Zr-U-O mixture. Almost no hydrogen generation can be seen in base case after formation of the molten pool at the lower core region. However, hydrogen is generated if water is injected into the molten pool, because steam serves to the crust supporting the molten pool. Reactor coolant system (RCS) depressurization by opening power operated relief valves has important effect on hydrogen generation. Special attention should be paid to hydrogen generation enhancement caused by RCS depressurization. 展开更多
关键词 pwr 核技术 研究 发展 RCS
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压水堆堆芯中子通量监测系统对比研究 被引量:2
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作者 陈彦发 李袁鹏 +4 位作者 徐东 陈亮 高鸣 李亮 黄伟杰 《仪器仪表用户》 2023年第9期91-94,14,共5页
压水堆堆芯中子通量监测系统主要用于实现对反应堆堆芯的中子通量密度、冷却剂温度及液位的实时在线监测,对核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。通过介绍目前国内压水堆核电站主要堆型中堆芯中子通量监测系统的应用情况,对比分析... 压水堆堆芯中子通量监测系统主要用于实现对反应堆堆芯的中子通量密度、冷却剂温度及液位的实时在线监测,对核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。通过介绍目前国内压水堆核电站主要堆型中堆芯中子通量监测系统的应用情况,对比分析了该系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。 展开更多
关键词 中子通量监测系统 堆芯 中子通量密度 冷却剂温度 压水堆核电站
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CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证 被引量:10
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作者 李树成 胡铸萱 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第5期699-702,共4页
本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。
关键词 CAP 1400核电厂 堆芯仪表系统 自给能中子探测器 反应堆试验
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注水时机对压水堆严重事故进程的影响
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作者 于健 徐金良 +1 位作者 陈五星 唐耀阳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期9-12,共4页
以典型的3环路压水堆为参考对象,建立了详细的严重事故计算模型。选择一回路热段当量直径为18cm的失水事故(LOCA)作为初始事件,采用RELAP5/SCDAP/MOD3.2为分析工具,对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行计算分析,研究3种... 以典型的3环路压水堆为参考对象,建立了详细的严重事故计算模型。选择一回路热段当量直径为18cm的失水事故(LOCA)作为初始事件,采用RELAP5/SCDAP/MOD3.2为分析工具,对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行计算分析,研究3种不同注水时机对严重事故进程的影响。3种注水时机分别为堆芯表面峰值温度达到1100K、1300K、1500K时开始注水。计算结果显示,压水堆严重事故进程对于注水的时机非常敏感。较早阶段的注水对于阻止堆芯熔化十分有效,注水较晚会恶化事故进程,加速堆芯熔化。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故 峰值温度 注水时机
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三代压水堆堆外核测仪表调试方案研究与设计 被引量:4
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作者 任意 《自动化仪表》 CAS 2021年第S01期237-241,共5页
堆外核测仪表通常由布置在反应堆压力容器外的3类中子探测器及配套系统构成。3种不同类型中子探测器的量程有效覆盖了跨度超过10个数量级以上的反应堆中子注量率信号,从而实现连续测量和监视反应堆从首次装料至满功率期间的核功率。堆... 堆外核测仪表通常由布置在反应堆压力容器外的3类中子探测器及配套系统构成。3种不同类型中子探测器的量程有效覆盖了跨度超过10个数量级以上的反应堆中子注量率信号,从而实现连续测量和监视反应堆从首次装料至满功率期间的核功率。堆外核测仪表的调试方案既要验证仪表本体功能,又要满足压水堆(PWR)核电厂启动的核测需求。基于某新型自主化三代压水堆堆外核测仪表的仪表配置情况,对其调试方案设计、调试试验项目、调试重要问题(如有源试验、二次中子源替代一次中子源等)进行分析研究,形成了一套完整的三代压水堆堆外核测仪表的调试方案。该研究成果已成功应用在该新型自主化三代压水堆核电厂,对其他核电厂的工程实施具有参考意义。 展开更多
关键词 堆外核测仪表 压水堆核电厂 中子探测器 有源试验 二次中子源 调试方案 闪发
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堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证
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作者 潘俊杰 安萍 +4 位作者 王玮 赵文博 邢硕 芦韡 柴晓明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第2期137-141,共5页
瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯... 瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。 展开更多
关键词 瞬态堆芯耦合 CTSS NEACRP-L-335 压水堆基准问题
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大亚湾核电站首炉装载的遗传算法优化 被引量:1
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作者 周胜 胡永明 郑文祥 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第12期1624-1627,共4页
建立了压水堆堆芯燃料组件布置和可燃毒物配置优化的数学模型,采用基于位置的遗传操作算子,完成遗传算法程序编制,并和先进Green函数节块法程序(NNGFM)构成一个完整的堆芯燃料管理程序。分别以循环长度、功率峰因子和卸料燃耗为目标函数... 建立了压水堆堆芯燃料组件布置和可燃毒物配置优化的数学模型,采用基于位置的遗传操作算子,完成遗传算法程序编制,并和先进Green函数节块法程序(NNGFM)构成一个完整的堆芯燃料管理程序。分别以循环长度、功率峰因子和卸料燃耗为目标函数,应用遗传算法对大亚湾核电站首炉装载进行优化。结果表明,在不改变原有的富集度和随机初值情况下,与参考方案相比,各个优化方案都有明显的改善。满功率运行循环长度最大化能延长8d左右,卸料燃耗最大化的出炉燃耗加深0.640GWd.t-1左右,功率峰因子最小化使得功率峰因子从参考值的1.250降低到1.236。 展开更多
关键词 大亚湾核电站 首炉装载 遗传算法优化 压水堆 堆芯燃料管理 装载模式
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