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中国实验快堆(CEFR)的二回路钠中微量钠水反应监测主要采用氢计,它是涉及CEFR运行安全的十分重要的在线测量仪表。同时也是氩中氢含量测定的重要手段。由于通常的仪表测量仅是相对测量,因此,要求对此类杂质测量仪表进行校准。为准确测得氩中氢含量,采用了标准氢含量的氩气对国产扩散型氩中氢计进行了校准试验。国产氩中氢计的校准试验是在清华大学氢计的试验钠回路上进行的。 相似文献
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氢计钠回路冷阱净化系统设计和调试 总被引:1,自引:0,他引:1
液态金属钠冷决快堆电站蒸汽发生器的钠泄漏会导致钠水反应和氢的产生。因此,钠中微量氢的探测是判断汽发生器中是否存在钠泄漏的重要手段,是确保快堆电站安全运行的关键问题之一。清华大学液态金属技术研究室建立了服务于钠中微量氢探测的氢计钠回路。为了准确测量 ,需要确保回路中的纯度,尤其是氢的含量应加以严格控制。在氢计的钠回路中,利用钠温降低后,钠中杂质含量降低的原理,达到去除中杂质的目的。 相似文献
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洪顺章 《中国原子能科学研究院年报》2006,(1):8-9
蒸汽发生器在运行过程中发生换热管的泄漏是常见的事故。氢计是测量钠和覆盖气中氢杂质的在线测量仪表。在二回路中,为了监测蒸汽发生器热交换器管壁是否破损,用以避免其后更多的三回路中的水向二回路钠中泄漏而引发大的事故,采用氢计监测二回路钠和覆盖气中氢杂质含量能及早发现水从三回路向二回路的泄漏。 相似文献
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快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应产物传输扩散三维数值模拟 总被引:1,自引:0,他引:1
为了研究快堆蒸汽发生器热力参数对其水/水蒸汽泄漏探测系统响应的影响,本文建立了钠水反应产物在蒸汽发生器内的传输扩散模型。该模型根据钠水反应机理,首次提出氢气线密度概念,建立了氢气线密度控制微分方,程以氢氧根离子传输扩散过程;最后建立了氢离子的三维传输扩散方程。通过泄漏探测系统-氢计对模型计算的蒸汽发生器钠出口氢浓度的响应与实际注水实验氢计的响应比较,结果表明,该模型可以较准确地预测蒸汽发生器水/水蒸汽泄漏后钠水反应产物的传输扩散过程。 相似文献
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测定钠中杂质的手动阻塞计的研究 总被引:1,自引:1,他引:0
文章介绍了测定钠中杂质浓度的手动阻塞计的原理、装置和实验结果。为了减少测量误差,我们研究了影响准确测定阻塞温度的因素,并且找到了减少测量误差的办法。在同样的杂质饱和温度下,该阻塞计测得的高、低阻塞温度所对应的杂质浓度差是很接近的。对氧其差值为1.03ppm;对氢为0.0763ppm。 相似文献
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讨论了扩散式氢计中的核心部件-镍管传感器的设计准则,介绍了利用国产镍材研制的镍管传感器的结构参数,研究了其机械性能和透氢性能的测试技术,并全面测定了爆破压力、氢渗透率、氢扩散系数以及时间常数等各项性能指标。 相似文献
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严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。 相似文献
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利用计算流体力学软件(CFX),初步研究了严重事故下氢气在安伞壳空间内的流动特性,分析了不同产氢速率对安全壳内氢气分布的影响。结果表明:各种氢气释放速率情况下,氢气分布的基本趋势一致;不同的产氢速率对氢气分布的影响主要体现在氢气运动到安伞壳穹顶时所形成的涡旋小同,氢气释放速率低的序列,氢气容易滞留在穹顶,然后向下慢慢扩散,分布较均匀;氢气释放速率高的序列的氢气运动方向性强,容易向下空间运动,分布的区域集中些,分层现象明显。 相似文献
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The hydrogen isotope effects upon operation of a polymer electrolyte membrane fuel cell have been observed. The deuterium concentration in the exhaust hydrogen gas from the cell was found lower than that of the hydrogen gas fed to the cell, which indicated that the heavier isotope of hydrogen was preferentially oxidized at the anode. The overall hydrogen isotopic separation factor between the oxidized and non-oxidized hydrogen ranged from 3.46 to 3.99 and increased with decreasing flow rate of the feed gas or increasing rate of hydrogen utilization. 相似文献
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Hidetoshi Karasawa 《Progress in Nuclear Energy》2005,47(1-4):512-518
Nuclear energy can provide heat and electricity to produce hydrogen. Thermo-chemical and electrical decomposition of water have been studied as a hydrogen source. In this study, the cost of hydrogen supply for transportation usage was evaluated. The total cost for a centralized hydrogen production consisted of production cost, delivery cost, and station cost. The total cost for hydrogen production using nuclear energy can be at least comparable to that of steam-methane reforming, if the cost of carbon dioxide fixation was included. The delivery cost can be reduced by optimizing the size of hydrogen production and delivery distances. The hydrogen station cost was found out to be about 50% of the hydrogen supply cost. The optimum thermal power of nuclear power plants for hydrogen production was estimated based on the cost evaluation. 相似文献
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考察了CO、O2等杂质气体对DEB-Pd/C消氢剂吸氢性能的影响。实验结果表明,CO对DEB-Pd/C初期的吸氢性能影响较大,而O2对DEB-Pd/C初期的吸氢性能影响较小。同时考察了贮存气氛及贮存时间对DEB-Pd/C吸氢性能的影响。实验结果表明,在氮气、空气环境下贮存1.5 a的消氢剂仍具有良好的消氢性能;当密闭体系中的氢含量为吸氢剂理论吸氢容量的50%时,仍能将氩、氢混合气中的残余氢量控制在10 ppm以下。室温、潮湿环境气氛下贫铀样品贮存气氛中的消氢实验结果也表明,DEB-Pd/C消氢剂能很好地控制密闭体系中的氢含量。 相似文献
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本文对 HFETR 冷却剂——水的辐照分解做了细致的研究。监测了10—80MW 运行功率下氢及过氧化氢的生成量,以及同一功率状况下氢及过氧化氢随时间的变化情况、辐解量与水质的关系等.实验表明:辐解产物——氢及过氧化氢的量随功率的升高而增加,但功率提升至30MW 以后,其量变化缓慢。在同一功率状况下,自达到功率的瞬间开始,辐解量随时间迅速增加,但很快趋于稳定。反应堆在10—80MW 功率下运行,正常状况的氢含量不超过15mL/L(H_2O),过氧化氢最大为26.6ppm. 相似文献
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对PdY净化器及传统净化器的透氢速率和氢氦分离性能进行了研究,结果表明:PdY净化器透氢速率随压差的增大而增大,压差在0.004~0.04 MPa的范围内,其透氢速率约为传统净化器的3倍;而采用PdY净化器进行氢氦分离时,可显著缩短氢氦分离时间。经过长时间循环分离后,3种组分的氢氦混合气均得到了较好的分离,氦气中氢气体积分数均降至0.03%。 相似文献
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采用一体化严重事故分析程序ASTEC,分别对丧失给水事故(LOFA)和全场断电事故(SBO)进行了模拟。结合丧失给水事故阐述了Zr、Fe、B4C与水氧化反应的机理,比较了Zr、Fe、B4C氧化反应释放的氢气的质量、速率和氧化反应开始的时间。结果表明,事故早期氢气主要来自Zr的氧化反应,Fe氧化反应产生的氢气约占氢气总产量的10%。另外,还比较了LOFA和SBO事故过程中氢气的释放。结果表明,同一反应堆在不同的严重事故进程中产生的氢气的质量、速率、氧化开始的时刻以及堆内氢气分布可能有很大的差别。因此,在进行事故早期氢气源项风险评价的时候要根据不同的事故进程,具体问题具体分析。 相似文献
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本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。 相似文献