检索结果-南通市图书馆

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2007年第3期28卷 22-26页

作者：贺慧宁罗毓珊王海军毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

关键词：反应堆冷却剂系统横向射流流速比数值模拟 CFX

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

ARR─2堆冷却剂系统及其连接系统的设计

核动力工程 1996年第5期17卷 470-476页

作者：李彦水曹质彬中国原子能科学研究院

本文介绍了ＡＲＲ２反应堆冷却剂系统和与之相连接系统的流程、设计参数、所遵循的设计安全标准以及系统设计特点。

关键词：重水反应堆冷却剂系统安全标准

AC—600反应堆冷却剂系统及其主要辅助系统的设计特点

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 1989年第5期10卷 39-44页

作者：谭祚西南反应堆工程研究设计院

该文介绍了 AC-600反应堆的冷却剂系统、主设备及其主要辅助系统的设计方案与特点,并与现有600MW 压水堆在经济性、安全性、可靠性等方面进行了比较.

关键词：反应堆冷却剂系统冷却系统设计

秦山 300MW 核电机组主冷却剂系统汽相破口模拟实验

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 1998年第3期19卷 198-202,229页

作者：余修敏王日清浙江海盐秦山核电公司

介绍了在秦山３００ＭＷ核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较，找出异同，为此类事故处理提供指导。同时，进一步探索了秦山核电厂发生此类事故时的电厂响应；... 详细信息

介绍了在秦山３００ＭＷ核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较，找出异同，为此类事故处理提供指导。同时，进一步探索了秦山核电厂发生此类事故时的电厂响应；处理此类事故的较好方法以及事故处理过程中的关键点。

关键词：反应堆冷却剂系统汽相破口模拟实验核电站

秦山 300MW 核电机组冷却剂系统阻力特性试验分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 1997年第5期18卷 414-418页

作者：夏志定上海核工程研究设计院

介绍了秦山核电站反应堆冷却剂系统阻力特性试验分析方法，通过试验和分析计算，得到了比较精确的系统各部分压降值，该压降值为以秦山核电站为参考电站的其它３００ＭＷ核电机组的反应堆冷却剂泵的工作扬程的确定提供了可靠的依据。

关键词：核电机组反应堆冷却剂系统阻力特性

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

CARR冷却剂系统设计及分析

核动力工程 2006年第S2期27卷 69-72页

作者：张金山黄兴蓉李清中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明... 详细信息

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。

关键词：研究堆 CARR 冷却剂系统设计设备

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

海洋条件下冷却剂系统自然循环仿真模型

核科学与工程 2002年第2期22卷 125-129页

作者：杨珏贾宝山俞冀阳清华大学工程物理系北京100084

在对核反应堆堆芯冷却剂系统分析的基础上,建立了海洋条件下冷却剂系统自然循环运行状态仿真模拟的数学模型。模型分为稳态计算和动态计算两部分,包括修正的单通道模型、强迫外干扰力模型、两相沸腾计算和动态计算模型等。对于海洋条件... 详细信息

在对核反应堆堆芯冷却剂系统分析的基础上,建立了海洋条件下冷却剂系统自然循环运行状态仿真模拟的数学模型。模型分为稳态计算和动态计算两部分,包括修正的单通道模型、强迫外干扰力模型、两相沸腾计算和动态计算模型等。对于海洋条件,主要是针对左右摇摆的情况进行了计算,并对结果作了简单的分析。计算结果表明模型是可行的。

关键词：冷却剂系统仿真模型海洋条件自然循环惯性力核反应堆堆芯热工水力过程

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2003年第Z1期24卷 1-7,16页

作者：闵元佑黄云中国核动力研究设计院成都610041

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一。反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条... 详细信息

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一。反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h。中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作。工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构。以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单。设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证。各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好。试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求。

关键词：冷却剂系统堆芯设计

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2003年第Z1期24卷 96-98页

作者：杨宇中国核动力研究设计院成都610041

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作。主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器。主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、... 详细信息

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作。主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器。主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等。设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果。但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究。

关键词：反应堆冷却剂系统主设备力学分析