基于CFD与非侵入式降阶方法的压水堆上腔室及热段数字孪生模型研究

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作者 康晏杰 秦苏林 +4 位作者 黄擎宇 曾未 黄彦平 周源 袁园 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1437-1446,共10页

为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提... 为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提取降阶基底,并采用高斯过程回归响应降阶系数,搭建非侵入式降阶模型。结果表明,与全阶模型相比,降阶模型计算速度提升超过4个数量级,最大相对误差不超过22.05%。反演得到的热段截面冷却剂平均温度与CFD计算结果偏差小于0.05 K,显著优于基于测点平均的误差水平。该模型在保证计算精度的同时,有效满足了数字孪生对实时计算的需求,为反应堆的安全运行监测提供了有力支持。 展开更多

关键词 数字孪生 压水堆 上腔室及热段 非侵入式降阶方法 计算流体动力学 高斯过程回归

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国和一号关键核安全技术研发 被引量：1

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作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多

关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容

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臭氧微纳米气泡-高级氧化耦合工艺深度处理工业废水 被引量：2

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作者 唐志强 张全党 +3 位作者 郑瑛玮 毕春慧 张弛 王大伟 《水处理技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期130-135,共6页

工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。... 工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。从污染物去除率、不同条件下反应器内气泡粒径差异、液体中臭氧浓度、溶解氧浓度及尾气中臭氧浓度等多角度明确了反应器的最优参数为0.3 Mpa的出水压力及0.5 L/min的进气流量,明确了反应器的最佳使用温度范围为15℃至25℃。并从活性自由基的角度阐明了压力强化臭氧微纳米气泡耦合高级氧化工艺去除水中难降解污染物过程中的机制。本研究的研究成果有望为实现控制工业废水处理成本、提高COD去除率和矿化难降解污染物,为臭氧微纳米气泡技术的高效运行及安装优化提供理论依据和技术支持。 展开更多

关键词 压力强化 臭氧微纳米气泡 高级氧化 反应器最优参数 水质参数影响 活性自由基

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压水堆核电厂辐射防护设计平台的开发及应用

4

作者 吕炜枫 魏欣南 +2 位作者 李云飞 熊军 刘杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期53-59,85,共8页

基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计... 基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计项目对辐射防护设计平台进行了测试验证。 展开更多

关键词 辐射防护 设计平台 压水堆核电厂

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大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则 被引量：22

5

作者 吴国旸 宋新立 +3 位作者 鞠平 林俊杰 吕军 苏毅 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2014年第3期178-183,188,共7页

针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压... 针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。 展开更多

关键词 压水堆 核电机组 涉网保护 源网协调 安全自动装置 全过程动态仿真

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压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理 被引量：10

6

作者 徐雪莲 龚嶷 +3 位作者 刘晓强 鲍一晨 石秀强 孟凡江 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2016年第7期534-543,共10页

概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全... 概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。 展开更多

关键词 压水堆 结构材料 腐蚀与防护 水化学控制 防护涂层设计 老化管理

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IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究 被引量：7

7

作者 凌永生 施仲齐 王醒宇 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2005年第1期11-17,共7页

本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂... 本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )、R2 (甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )数值的合理性。初步研究表明 ,对所研究的事故类型 ,平均来说 ,R1、R2 参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的 ;但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说 ,事故天气条件以及距离对R1、R2 的影响较小 (PWR1～PWR7中R1、R2 的数值随距离变化的最大值约为最小值的 2倍 ;而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下 ,PWR1～PWR6平均的R1、R2 数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为 5 0 % )。因此 ,在实际应急响应中运用OIL缺省值时 。 展开更多

关键词 外照射剂量 初步研究 比值 和法 甲状腺 有效剂量 适宜 干预水平 IAEA PWR

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大型压水堆核电机组失磁动态特性及机理研究 被引量：7

8

作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2014年第10期1538-1545,共8页

核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系... 核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系统模型、励磁系统模型及失磁故障数学模型,研究了核电机组在不同功率水平运行时的失磁动态响应特性及机理。结果表明:满载失磁对反应堆及热力系统冲击大,核电机组应可靠跳闸;低功率运行失磁时,核电机组可以短期内维持并网异步运行;核电机组发生失磁导致厂用电的可靠性和供电质量下降,应该采取相应措施提高厂用电的可靠性。 展开更多

关键词 压水堆核电机组 失磁故障 机组保护 动态响应 厂用电

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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

9

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展 被引量：2

10

作者 曲静原 薛大知 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1999年第3期201-207,共7页

商用沸水堆核电站（ＢＷＲ）由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等，在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展，已达到与压水堆（ＰＷＲ）同等的性能水平，而先进沸水堆（ＡＢＷＲ）则可达... 商用沸水堆核电站（ＢＷＲ）由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等，在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展，已达到与压水堆（ＰＷＲ）同等的性能水平，而先进沸水堆（ＡＢＷＲ）则可达到美国ＥＰＲＩ用户要求文件（ＵＲＤ）提出的先进性能水平。 展开更多

关键词 沸水堆 放射性废物管理 辐射防护 核电站

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非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

11

作者 王喆 杨未东 +2 位作者 刘时贤 胡江 韩向臻 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第2期167-174,共8页

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进... 采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。 展开更多

关键词 地坑滤网 小LOCA 大型先进非能动压水堆

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考虑核电接入的大电网严重故障下孤网高频问题及协调控制措施 被引量：6

12

作者 王梦 丁剑 +5 位作者 吴国旸 宋云亭 任率兵 杨晓东 林毅 胡臻达 《电力自动化设备》 EI CSCD 北大核心 2015年第12期101-107,共7页

针对含核电机组的孤网高频问题,提出了核电机组与常规机组涉频保护间的协调控制策略。基于PSD-FDS全过程动态仿真程序中的压水堆核电模型以及超速保护控制(OPC)模型,研究了严重连锁故障下,核电机组与电网的动态特性,着重分析了机组超速... 针对含核电机组的孤网高频问题,提出了核电机组与常规机组涉频保护间的协调控制策略。基于PSD-FDS全过程动态仿真程序中的压水堆核电模型以及超速保护控制(OPC)模型,研究了严重连锁故障下,核电机组与电网的动态特性,着重分析了机组超速保护、高频保护与电网高频切机的动作特性、相互影响以及协调配合情况,并提出了改进的协调控制策略。结合实际电网算例,验证了所提出的协调控制策略,为核电机组涉频保护定值、机网协调优化及所接入电网的安全稳定运行等提供了参考。 展开更多

关键词 核能 压水堆核电机组 孤网运行 高频保护 超速保护 协调策略

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先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构 被引量：3

13

作者 丁书华 杨燕华 +1 位作者 朱学农 林萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期215-218,共4页

为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑... 为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。 展开更多

关键词 先进压水堆 数字化保护系统 需求分析

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安全壳卸压排放过程模化分析 被引量：1

14

作者 高志超 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期776-781,共6页

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排... 针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。 展开更多

关键词 大型非能动先进压水堆 安全壳卸压 模化分析方法 现象过程识别与排序表

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DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

15

作者 吕厚鑫 黄维德 方春法 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第A01期96-99,共4页

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营... 简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。 展开更多

关键词 核电 运营管理 美国先进非能动压水堆(AP1000) 适应性

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先进安注箱试验研究 被引量：5

16

作者 王阔 卢冬华 +4 位作者 苏前华 彭帆 邢军 童刚 谢翀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期636-640,共5页

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水... 先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。 展开更多

关键词 先进安注箱 压水堆 试验研究 安注流量 水力学部件

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典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究

17

作者 于沛 邢继 +2 位作者 马海福 孟兆明 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页

本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注... 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。 展开更多

关键词 系统分析程序 先进压水堆 自动卸压系统 临界射流

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先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构 被引量：1

18

作者 刘爱国 江辉 +2 位作者 孙伟 田亚杰 朱学农 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期950-954,共5页

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂... 核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究，阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。 展开更多

关键词 先进压水堆 多样性驱动系统 纵深防御和多样性分析 需求分析

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不同超速保护控制方式对压水堆核电机组保护作用的仿真分析 被引量：2

19

作者 文立斌 李俊 +2 位作者 孙艳 张翌晖 刘光时 《广东电力》 2019年第3期45-51,共7页

压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义。通过改变OPC触... 压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义。通过改变OPC触发信号的来源,或是选择关闭不同的调节阀,可以得到不同的OPC作用方式。由此利用PSASP中的用户自定义模型功能搭建了带有OPC的压水堆核电机组的模型,将核电机组模拟接入广西电网中,仿真分析核电机组在电网发生严重故障时其内部变量的动态特性,并对比不同的OPC方式对于核电机组的保护作用。仿真结果表明:装设OPC有利于核电机组的稳定运行,其中高、中压调节阀同时关闭和功率/转速偏差信号相互配合的OPC能够更好地抑制超速峰值,使机组内部各变量的偏移量减小并更快到达稳定值。 展开更多

关键词 超速保护控制 压水堆核电机组 高、中压调节阀 功率偏差 转速偏差

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大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

20

作者 江斌 张鹏 +5 位作者 陈炼 张蕾 胡啸 何丹丹 陈培培 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第12期2143-2148,共6页

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实... 针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。 展开更多

关键词 大型先进压水堆 ADS-4 夹带现象 拟真实工况 回滞现象 稳态夹带率

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