我要投稿 查看投稿进度
学术期刊
在线客服
客服电话：400-188-5008
客服邮箱：service@ccnpub.com
投诉举报：feedback@ccnpub.com
人工客服

工作时间（9：00-18：00）
官方公众号

科技成果·全球共享

请选择 目标期刊

CSR1000启动过程控制特性研究 下载：66 浏览：257

袁园1 王丽1 罗涵禹2 单建强3 张小英1 王冬青1 《核工业与技术》 2019年10期

摘要:
启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR(CSR1000)为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。

LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究 下载：17 浏览：347

刘逸群1 张小英1 王彪1 徐俊英2 张雷2 张会勇2 展德奎2 《核工业与技术》 2018年3期

摘要:
获取某压水堆核电厂相关参数，建立堆芯及维护结构三维模型，采用大空间自然对流换热和相邻八棒辐射换热模型，求解二维瞬态导热微分方程，计算事故发生后堆芯温度发展及熔融过程。研究表明:随着事故进程的发展，堆芯水位降低，堆芯温度升高，堆芯最高温度点逐渐下移。在事故进程560 s后，控制棒开始熔融；1200 s后，不锈钢棒开始熔融；燃料芯块在2700 s后开始熔融，7000 s后，堆芯熔融份额超50%。大部分堆芯节点熔融时，围桶结构仍未熔融。熔融物直接掉落，向下封头内发生初始迁移。蒸汽对流换热和辐射换热均能影响燃料棒熔融时刻，且蒸汽对流换热占主导地位，蒸汽的影响不能被忽略。辐射换热具有展平堆芯温度的作用。
[1/1]
|<
<
1
>
>|
在线客服：：点击联系客服
联系电话：：400-188-5008
客服邮箱：：service@ccnpub.com
投诉举报：：feedback@ccnpub.com
人工客服

工作时间（9：00-18：00）
官方公众号

科技成果·全球共享