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题名铅冷快堆冷却剂温度控制系统中流量参数稳定性分析
被引量：1
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作者
姚源涛
汪建业
张俊军
杨明翰
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机构
中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室
中国科学技术大学
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2019年第1期35-41,共7页
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基金
中国科学院战略性先导科技专项资助项目(XDA03040000)
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文摘
冷却剂温度控制系统是铅冷快堆控制系统中的主要子系统之一。在对其研究过程中,系统稳定性分析是最为重要的环节与基础,其结果直接决定控制系统的运行是否安全可靠。本文主要从设计参数的角度出发,分析了恒定热功率下一、二回路冷却剂流量稳态运行值变化对冷却剂温度控制系统稳定性的影响。分析结果表明,在一回路中,提升冷却剂流量的运行稳态值对系统是否稳定不会产生影响,但较大的流量会降低系统的稳定程度,增加系统的运行风险;在二回路中,增大给水流量能明显增加系统的临界开环增益,扩大稳定范围区间,但对于系统稳定程度的影响相对有限。本研究结果将对铅冷快堆参数设计与系统安全运行提供重要参考。
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关键词
铅冷快堆
冷却剂温度控制系统
临界开环增益
稳定性范围
稳定性程度
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Keywords
Lead-cooled Fast Reactor
Coolant Temperature Control System
Open Loop Critical Gain
Stability Range
Stability Degree
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分类号
TL365
[核科学技术—核技术及应用]
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