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鉴于目前反应堆领域的仿真计算程序大都在Unix工作站上开发而图形界面在Windows系统上设计的思想,本文介绍了一种基于异构网络的高温气冷堆仿真系统的设计方案.此仿真系统采用C/S架构,其中计算服务器端由Redhat Linux 7.3系统下Fortran 77与C语言混合编程设计而成,客户端(仿真主控端)在Windows XP系统下采用Delphi 6.0工具搭建.仿真结果表明,采用Linux和Windows操作系统通过TCP/IP协议组成的异构网络结构搭建高温气冷堆仿真系统是完全可行的. 相似文献
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在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。 相似文献
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10MW高温气冷堆燃料元件装卸系统的控制系统设计 总被引:3,自引:0,他引:3
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是一座球床型反应堆,燃料元件的装卸和循环不需要停堆,由燃料元件装卸系统自动实现。为保证HTR-10的正常运行,燃料元件装卸系统必须安全可靠运行。为此,控制系统根据HTR-10燃料装卸系统热实验装置控制系统的设计和运行经验,采用了欧姆龙(OMRON)C200H可编程控制器(PLC)作为核心部件。本文介绍了控制系统的设计方案、控制过程和PLC控制的特点以及用其实现 相似文献
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10MW高温气冷堆热气导管高温性能试验 总被引:1,自引:1,他引:0
水平布置的同轴双层热气导管在10MW在高温气冷实验反应堆中是连接堆芯和蒸汽发生器的重要部件, 外分别流过高温和低温氦气,在氦气工程试验回路上进行了热气导管热工性能试验,使用氦气介质,在3.0MPa,950℃温度下连续运行时间超过98h,d3.0MPa700℃以上温度条件下的热运行时间超过350h,还在0.1-3.4MPa压力范围内进行了20闪压力循环;在100-950℃范围内,进行了18次温度循 相似文献
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10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统的设计 总被引:2,自引:1,他引:1
介绍了吸收球停堆系统的设计原则,分析了不同参数对系统设计的影响,并对吸收球停堆系统的最大可信事故进行了分析。分析表明,本吸收球停堆系统的设计能实现在任何工况下的启动和运行,不会发生失效。 相似文献
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10MW高温气冷堆以氦气作为冷却剂,氦气中含有H2O、CO2、H2、CO、CH4、N2、O2等7种影响氦气品质的杂质。分析反应堆在不同工况下的氦气品质数据的变化规律,可证明一回路氦气在反应堆功率运行过程中经氦气净化系统净化后,氦气品质能够满足技术规格书要求。但随一回路氦气平均温度的升高,氦气品质呈下降趋势,并可初步判断存在缓慢变化的杂质源项为水。 相似文献
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设计了10MW高温气冷实验初装堆的两个方案,采用高温气冷堆物理设计程序包VSOP其进行分析计算,结果表明;两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡。就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言,方案2优于方案1。 相似文献
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吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1:1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR-10工程的技术要求。 相似文献
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介绍了10MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。 相似文献
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地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量(概率安全目标)的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。 相似文献
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研究了基于10MW高温气冷实验堆过球计数系统的过球计数信号实时处理方法。该方法采用了相对幅值的信号峰提取技术,消除了绝对幅值变化带来的不利影响,准确性高,处理速度快。滤波算法除了可加快信号峰的提取速度外,还能消除噪声干扰,并自适应地确定无球通过时的参考电平,解决了信号的零点偏移问题。该方法在信号采集的同时实现信号连续处理,且支持强大的并行运算,可同时处理多个信号通道。 相似文献
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高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究 总被引:4,自引:1,他引:4
结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机组的工作介质为氦气,其物性与空气有很大的不同,因此,氦气透平与燃气透平在热力参数、气动参数、尺寸、级数等方面有着较大的差别。本研究对回热循环以及氦气透平进行了初步分析,并通过与燃气透平的比较,揭示了回热循环与氦气透平的一些基本设计特点。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(10):1086-1093
The 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) constructed at the Institute of Nuclear Energy Technology (INET), Tsinghua University in China reached its first criticality by the end of 2000. The temperature measuring system of the in-core components is described in this paper. This system consists of the thermocouple penetration assembly of the reactor pressure vessel (TPARPV), the thermocouple penetration assembly of the reactor containment (TPARC) and the distributed computer-based data acquisition and processing system (DCS). Some new techniques were developed and applied, such as the thermocouple penetration technology under the high temperature and high-pressure environment and the laser welding technique. The TPARPV is the key measurement device and is described in detail. The general behavior of the TPARPV and TPARC was confirmed under HTR-10 operating conditions. The helium leakage rate of the TPARPV is 1×10-7Pa-m3/s while the helium leakage rate of the TPARC is less than 1×10-2 Pa-m3/s. The insulation resistance of the sheathed thermocouple is more then 109Ω. The temperature measurement error of the system is 2.3°C. The results of testing and field inspection and operation demonstrate that the design of the temperature measuring system is reasonable and reliable and that the performance of the system satisfies the design requirements of the HTR-10. These new techniques used in the temperature measuring system can be applied not only to other high temperature gas-cooled reactors but to various reactor types as well. 相似文献
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反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。 相似文献