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蒸汽发生器瞬态特性计算

核动力工程 1993年第5期14卷 473-480页

作者：张森如中国核动力研究设计院成都610041

1 前言在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸汽发生器的瞬态特性,必需进行复杂的数学处理,这将给整个系统的瞬... 详细信息

1 前言在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸汽发生器的瞬态特性,必需进行复杂的数学处理,这将给整个系统的瞬态分析带来困难。因此,在目前的系统安全分析中,作为一个部件的蒸汽发生器,一般都采用流体守恒方程的点模型来描述瞬态过程。

关键词：核电站蒸汽发生器安全瞬态性能

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PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

核动力工程 2003年第1期24卷 4-7页

作者：张富源张森如彭诗念中国核动力研究设计院成都610041

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个... 详细信息

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。

关键词：压水堆核蒸汽供应系统加长型燃料组件

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反应堆动力学和堆芯释热计算

核动力工程 1991年第5期12卷 92-96,F003页

作者：张森如中国核动力研究设计院

一、前言核电站的能量主要来自堆芯核子裂变。^(23)U等元素吸收中子后产生裂变反应,同时放出大量的热能。这些热能经元件表面传递给冷却剂,然后通过蒸汽发生器将热能导出,以供发电。

关键词：反应堆动力学堆芯释热衰变热

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核电站稳压器瞬态特性计算

核动力工程 1992年第5期13卷 88-96页

作者：张森如中国核动力研究设计院

压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力... 详细信息

压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动。

关键词：稳压器瞬态特性核电站计算

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堆芯压降和热通道元件烧毁比计算

核动力工程 1992年第1期13卷 91-96页

作者：张森如中国核动力研究设计院

一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析... 详细信息

一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析的主要任务之一。在实际计算中,根据堆芯的功率分布情况,可将堆芯分成 N 个子通道,每个子通道用 n 来表示。为了分析方便,对应各子通道假设有一个热通道存在。求解时空中子动力学方程,可以给出第 n

关键词：堆芯压降热通道烧毀比

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先进压水堆核电站关键技术研究开发综述

核动力工程 2002年第A2期23卷 1-6页

作者：张森如中国核动力研究设计院成都610041

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及... 详细信息

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。

关键词：压水堆核电站先进压水堆非能动安全数字化仪表控制系统设计信息管理技术反应堆

2×600MW核电厂超基准事故及其处理规程研究

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核动力工程 1995年第1期16卷 8-17页

作者：张森如中国核动力研究设计院

本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析．并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论．

关键词：超基准事故二期工程处理规程核电站秦山

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水冷反应堆流体热力学特性计算

核动力工程 1992年第3期 89-97页

作者：张森如中国核动力研究设计院成都

一、前言在水冷反应堆核电厂安全分析中,对核电厂各类事故的热工水力瞬态过程需要进行大量的计算。了解水的热力学特性以及运用有关解析公式计算水的参数,不但有利于正确地描述瞬态过程,而且还能简化程序、便于计算。

关键词：流体热力学特性比焓导热系数

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SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统

核动力工程 2002年第1期23卷 88-91,96页

作者：唐钢张森如中国核动力研究设计院成都610041

SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度、快速转换输入/输出接口组成,仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序。研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护... 详细信息

SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度、快速转换输入/输出接口组成,仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序。研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护系统和控制系统提供保护和控制的仿真对象,并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于保护系统功能测试、控制系统运行及进一步的控制方案研究。

关键词：核电厂实时仿真 SIMPCT仪控系统数字化反应堆仿真系统控制系统保护系统