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压水堆核电站负荷跟踪的研究 被引量：13
1
作者 邬国伟 陶谨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期394-397,共4页
阐述了核电站负荷跟踪的必要性，运行方式、物理数学模型和计算程序的研制，以及存在的问题和改进方法。核电站负荷跟踪与运行方式、调节特性有很大关系。实践表明：只要设计合理，参与负荷跟踪是完全可能的。如果进行适当改进，运行性... 阐述了核电站负荷跟踪的必要性，运行方式、物理数学模型和计算程序的研制，以及存在的问题和改进方法。核电站负荷跟踪与运行方式、调节特性有很大关系。实践表明：只要设计合理，参与负荷跟踪是完全可能的。如果进行适当改进，运行性能还将进一步提高。 展开更多
关键词 负荷跟踪 AO控制 运行 压水堆 核电站
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几种新型可燃毒物的特性以及在我国的应用前景 被引量：25
2
作者 黄锦华 邢辉 程平东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第1期90-96,共7页
阐述了现代压水堆可燃毒物的设计要求，评价了几种新型可燃毒物的主要特性，提出了在我国研制和应用新型可燃毒物的具体建议。
关键词 可燃毒物 堆芯燃料管理 压水堆
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一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析 被引量：4
3
作者 解衡 张金玲 +3 位作者 贾斗南 苏光辉 喻真烷 秋穗正 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期413-418,共6页
一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性。采用可以精确模拟直流蒸汽发生器二次侧水的饱和点、蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界差分法，选用适合各种换热工况的一整套换... 一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性。采用可以精确模拟直流蒸汽发生器二次侧水的饱和点、蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界差分法，选用适合各种换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性的物理及数学模型，并编制了计算程序。经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行的计算表明：本程序的计算结果与相应的实验数值及其它计算程序的计算结果相比较，符合很好。 展开更多
关键词 一体化 压水堆 蒸汽发生器 热工水力 瞬态分析
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压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析 被引量：5
4
作者 张金玲 郭玉君 +3 位作者 苏光辉 秋穗正 贾斗南 喻真烷 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1999年第2期97-101,共5页
给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工... 给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。 展开更多
关键词 自然循环 载热能力 压水反应堆 分析与计算
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压水堆主管道双端断裂事故下管路系统的力和力矩分析 被引量：4
5
作者 张锡文 姚朝晖 +1 位作者 何枫 王学芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第4期339-344,共6页
文章引入了国外采用的经验数据和公式，分析了其缺陷性，并从流体瞬变和流体力学理论出发对压水堆主管道双端断裂进行了分析和研究。先用特征线法求得回路系统在失水事故工况下的压力、流量变化曲线，再用控制体体积积分方法较为精确地... 文章引入了国外采用的经验数据和公式，分析了其缺陷性，并从流体瞬变和流体力学理论出发对压水堆主管道双端断裂进行了分析和研究。先用特征线法求得回路系统在失水事故工况下的压力、流量变化曲线，再用控制体体积积分方法较为精确地计算出主管道的１１个断点分别断裂时，其他各点的受力和力矩。 展开更多
关键词 主回路 双端断裂事故 力矩分析 压水堆 力分析
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百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究 被引量：4
6
作者 咸春宇 章宗耀 +1 位作者 刘旭东 李庆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期193-196,共4页
对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统，对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算，给出了组件无... 对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统，对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算，给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系，据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明，对于堆芯燃料管理，采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。 展开更多
关键词 堆芯燃料管理 长燃耗堆芯 可燃毒物 钆 压水堆
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压水堆负荷跟踪的模糊控制系统 被引量：12
7
作者 朱雪耀 赵福宇 万百五 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期456-461,共6页
模糊控制理论的发展促进了模糊控制器在压水堆负荷跟踪中的应用。用模糊逻辑控制器和常规ＰＩＤ（比例积分微分）控制器相结合，并以输出增益随功率调整的策略，解决了反应堆负荷跟踪问题。本方法解决了时变非线性对象的闭环控制并... 模糊控制理论的发展促进了模糊控制器在压水堆负荷跟踪中的应用。用模糊逻辑控制器和常规ＰＩＤ（比例积分微分）控制器相结合，并以输出增益随功率调整的策略，解决了反应堆负荷跟踪问题。本方法解决了时变非线性对象的闭环控制并克服了基于模型的控制方法的不足，仿真结果显示本文提出的方案不但具有优良的动态特性，而且具有很高的稳态精度，使负荷跟踪控制的自动化程度大为提高。 展开更多
关键词 模糊逻辑控制器 负荷跟踪 压水堆
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核电厂反应堆换料安全评价原理与应用 被引量：3
8
作者 章宗耀 咸春宇 +3 位作者 张虹 刘旭东 刘昌文 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第6期481-488,共8页
介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法，重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用该方法对大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯（Ｕ２Ｃ３）换料设计的安全评价。
关键词 换料设计 安全评价 堆芯燃料 核电厂 核电厂
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压水堆堆芯燃料管理软件包——PSUI-LEOPARD/ADMARC 和 PSUI-LEOPARD/NGMARC 被引量：6
9
作者 沈炜 谢仲生 尹邦华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第3期20-28,共9页
本文简要介绍二维多循环堆芯燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/ADMARC,同时介绍以节块格林函数方法为基础的燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/NGMARC。对二维 LWR 基准题及三里岛核电站(TMI-1)的第一和第六两个循环作了验算,计算结果表明 PSUI-L... 本文简要介绍二维多循环堆芯燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/ADMARC,同时介绍以节块格林函数方法为基础的燃料管理软件包 PSUI-LEOPARD/NGMARC。对二维 LWR 基准题及三里岛核电站(TMI-1)的第一和第六两个循环作了验算,计算结果表明 PSUI-LEOPARD/NGMARC 不仅计算精度高于 PSUI-LEOPARD/ADMARC,而且计算速度提高了一倍。 展开更多
关键词 压水堆 燃料管理 节块方法
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316Ti不锈钢环境敏感断裂起裂时间研究 被引量：3
10
作者 张平柱 刘兴华 +1 位作者 胡石林 张伟国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第2期141-146,共6页
采用慢应变速率（ＳＳＲＴ）和恒载荷（ＣＬＴ）试验方法，研究在压水堆（ＰＷＲ）一次侧工况下氯离子浓度、氧浓度、加载应力和应变速率对ＰＷＲ压力边界材料３１６Ｔｉ不锈钢环境促进起裂时间的影响。试验结果表明：起裂时间τ的对数... 采用慢应变速率（ＳＳＲＴ）和恒载荷（ＣＬＴ）试验方法，研究在压水堆（ＰＷＲ）一次侧工况下氯离子浓度、氧浓度、加载应力和应变速率对ＰＷＲ压力边界材料３１６Ｔｉ不锈钢环境促进起裂时间的影响。试验结果表明：起裂时间τ的对数ｌｇτ与载荷σ的对数ｌｇσ和Ｃｌ－浓度的对数ｌｇω（Ｃｌ－）皆呈良好的线性关系；产生应力腐蚀破裂（ＳＣＣ）的阈值应力与Ｃｌ－浓度和应变速率有关，随着Ｃｌ－浓度和应变速率的提高，阈值应力降低。 展开更多
关键词 不锈钢 慢应变速率 环境促进起裂 压水堆
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垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型的研究 被引量：4
11
作者 陈海燕 陈玉宙 张忠岳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期223-227,共5页
在汽液两相分离流动模型的基础上，建立了垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型。采用该模型对单根Ｕ型管内蒸汽冷凝回流实验参数下的阻液起始点进行计算，计算结果与实验结果符合较好。分析模型还与现有分析模型和经验关系式进行了比较，... 在汽液两相分离流动模型的基础上，建立了垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型。采用该模型对单根Ｕ型管内蒸汽冷凝回流实验参数下的阻液起始点进行计算，计算结果与实验结果符合较好。分析模型还与现有分析模型和经验关系式进行了比较，结果表明，本模型与ＤｕｋｌｅｒＳｍｉｔｈ关系式符合较好，而与Ｋｕｔａｔｅｌａｄｅｚ类型关系式和其它分析模型的偏差相对较大。 展开更多
关键词 分析模型 冷凝回流 阻液起始点 相间阻力 压水堆
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堆芯冷却剂流动和传热特性的数值模拟 被引量：3
12
作者 姚朝晖 王学芳 沈孟育 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第4期332-339,共8页
为了模拟堆芯冷却剂的流动与传热问题，编制了一个热工水力分析程序（ＴＨＡＰＭＡ），该程序基于多孔介质分析方法，在流体所遵循的质量守恒、动量守恒和能量守恒方程中引入体积孔隙率、有方向表面孔隙率、局部阻力和局部热源以模拟燃... 为了模拟堆芯冷却剂的流动与传热问题，编制了一个热工水力分析程序（ＴＨＡＰＭＡ），该程序基于多孔介质分析方法，在流体所遵循的质量守恒、动量守恒和能量守恒方程中引入体积孔隙率、有方向表面孔隙率、局部阻力和局部热源以模拟燃料棒等固体构件对冷却剂流动和传热的影响。鉴于差分格式和算法对计算精度和计算速度有较大的影响，在程序中对能量方程采用了开发的ＷＳＵＣ格式，为了使程序既适应于稳态工况又适应瞬态工况，在算法上采用了改进的ＰＩＳＯ算法。在通过若干个典型算例证实了ＴＨＡＰＭＡ程序编码的可靠性以及对瞬态问题的适应性之后，依据秦山二期的早期工况，计算了稳态工况下的堆芯流动和传热问题，得到了其中速度场和温度场的分布。 展开更多
关键词 压水堆 堆芯 热工水力分析 数值模拟 冷却剂
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压水堆负荷跟踪运行的新模式 被引量：5
13
作者 赵福宇 钱承耀 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第1期72-76,共5页
综述了压水堆负荷跟踪运行的控制方式，并指出了其优缺点。对压水堆负荷跟踪运行的新模式———ＭｏｄｅＫ的控制棒分组和在堆芯中的分布，以及控制棒提棒过程进行了分析。认为其基本控制原理正是大系统控制理论中化整为零、分别对待思... 综述了压水堆负荷跟踪运行的控制方式，并指出了其优缺点。对压水堆负荷跟踪运行的新模式———ＭｏｄｅＫ的控制棒分组和在堆芯中的分布，以及控制棒提棒过程进行了分析。认为其基本控制原理正是大系统控制理论中化整为零、分别对待思想的具体应用，从而提高了自动化程度。 展开更多
关键词 压水堆 负荷跟踪 模式G 控制 运行方式
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秦山600MW反应堆旁漏流水力模拟实验研究 被引量：7
14
作者 杨来生 宗桂芳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期317-322,共6页
６００ＭＷ反应堆水力模拟实验旁、漏流研究采取了局部实验、理论计算和整体实验相结合的技术路线。对反应堆各部分旁流或漏流分别通过各子项研究进行一系列结构尺寸的计算或实验，得到各旁、漏流部位的阻力系数与Ｒｅ数的关系。然后进... ６００ＭＷ反应堆水力模拟实验旁、漏流研究采取了局部实验、理论计算和整体实验相结合的技术路线。对反应堆各部分旁流或漏流分别通过各子项研究进行一系列结构尺寸的计算或实验，得到各旁、漏流部位的阻力系数与Ｒｅ数的关系。然后进行整体水力模拟实验，测定反应堆的各区段阻力系数和进出口总阻力系数，从而得到各区段压降、总压降和各旁、漏流的驱动压头。根据本文提供的数据处理方式，各旁、漏流部位在每一结构尺寸下就有一对应的旁、漏流量（份额）。 展开更多
关键词 反应堆水力模拟 阻力系数 旁流或漏流
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浅谈压水堆核电站主泵的设计、运行和维护 被引量：8
15
作者 卢东 袁宗久 +1 位作者 王延合 程晓阳 《水泵技术》 北大核心 1999年第3期14-18,共5页
简要介绍300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(主泵)的功能、主要设计特点、设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点.
关键词 核电站 主泵 压水堆 设计 运行 维护
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PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用 被引量：4
16
作者 张孟琴 潘庆春 +1 位作者 于晶华 侯淑凤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第4期86-89,共4页
一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在... 一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内。 展开更多
关键词 联氨 PWR SG 停堆湿保养 核电厂
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压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究 被引量：2
17
作者 许国华 周润彬 +2 位作者 李凤臣 姚日琪 魏国锋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第3期214-219,共6页
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系... 在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。 展开更多
关键词 HPITF 小破口失水事故 分析程序 冷管段 压水堆
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压水反应堆稳态自然循环载热能力的研究与分析 被引量：1
18
作者 张金玲 郭玉君 +3 位作者 苏光辉 秋穗正 贾斗南 喻真烷 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第5期103-107,118,共6页
给出了压水反应堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水反应堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ．利用ＭＩＳ－ＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响．对计算结果作了分析．
关键词 自然循环 载热能力 压水反应堆 稳态自然循环
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控制棒导向筒周围流场的模拟实验 被引量：1
19
作者 于平安 沈秀中 +4 位作者 杨冠岳 何方正 高卫国 张志毅 田吉安 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第3期249-253,共5页
采用对流场无干扰的动态应变片测速技术和激光多普勒测速技术，在以水为介质的３００ＭＷ级核电站ＰＷＲ压力容器上腔室１∶４可视化模拟研究装置中，测得了上腔室模拟体中各点的流速。从而弄清了作用在控制棒上的水力载荷，为分析控制... 采用对流场无干扰的动态应变片测速技术和激光多普勒测速技术，在以水为介质的３００ＭＷ级核电站ＰＷＲ压力容器上腔室１∶４可视化模拟研究装置中，测得了上腔室模拟体中各点的流速。从而弄清了作用在控制棒上的水力载荷，为分析控制棒能否按指令在导向管内自由升降和快速下插提供了实验依据，同时也为控制棒导向筒结构的优化设计提供了实验依据。 展开更多
关键词 控制棒 导向筒 横向流速 激光测速 压水堆
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冷凝回流中的蒸气夹带现象及其影响 被引量：1
20
作者 杨鲁伟 陈听宽 +1 位作者 胡志宏 毕勤成 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第5期36-43,共8页
简单分析了压水堆冷凝回流传热模式时的蒸气夹带液滴的现象，介绍了压水堆冷凝回流模拟试验系统．对试验系统中的蒸气夹带问题提出了计算方法，并进行了计算和分析，得到了夹带量与流量的关派进而分析了夹带对冷凝回流中逆流流动极限的... 简单分析了压水堆冷凝回流传热模式时的蒸气夹带液滴的现象，介绍了压水堆冷凝回流模拟试验系统．对试验系统中的蒸气夹带问题提出了计算方法，并进行了计算和分析，得到了夹带量与流量的关派进而分析了夹带对冷凝回流中逆流流动极限的影响及夹带对冷凝传热的影响，揭示了其影响程度． 展开更多
关键词 冷凝回流 逆流流动极限 传热 压水堆 蒸气夹带
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