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刊名：核动力工程
发表时间：2002-01-01
摘要:
介绍了先进堆非能动余热排出系统冷热芯位差阈值的概念和分析,结果表明:影响系统冷热芯位差阈值的主要参数是系统压力、系统阻力和SG液位等系统状态参数以及空气入口温度、空气侧阻力系数和烟囱高度等系统边界条件.
刊名：核动力工程
发表时间：2013-05-01
摘要:
根据核仪表系统(RPN)源试验需求,设计专门的RPN中子源组件试验装置并进行试验验证.结果表明,该实验装置既能使源试验仪表调试人员获得理想的试验数据,又能最大程度地满足对中子源操作人员的辐射防护要求.
刊名：核动力工程
发表时间：2005-06-01
摘要:
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据.根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值.结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响.研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响.结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患.瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热.
刊名：核动力工程
发表时间：2005-05-01
摘要:
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据.根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响.在理论分析的基础上, 得到了两相自然循环稳态流量关系式.将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在(16%的相对误差范围内.分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式.稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力.
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