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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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华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。 相似文献
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CEFR一回路钠净化系统是一回路冷却剂边界的一部分,在正常运行时,该系统从反应堆主容器冷池取钠,钠经省热器冷却进入冷阱净化,然后返回省热器加热,最后回到主容器的冷池。本文根据CEFR一回路钠净化系统工艺间内管道和设备的布置,以及通风系统进出口的位置,建立发生事故的工艺间几何模型,确定泄漏点及泄漏流量,使用雾火程序FEUMIX程序进行计算,给出事故房间的气体压力,墙壁混凝土温度,气溶胶浓度的值及相应曲线。计算结果表明,CEFR一回路钠净化系统在发生钠雾火时,事故房间热力学后果在建筑结构可接受的范围内,放射性后果也在可接受… 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>钠供给试验回路的钠流量计位于钠电磁泵出口处,处于水平管道的低位点,布置位置满足使用。为获得真实可靠的流量信号,流量计导管必须进行流量计浸润试验。钠流量计浸润试验是通过对不同温度下钠流量计的不锈钢进行浸润,将不锈钢内表面氧化层侵蚀掉,从而流量计管路电 相似文献
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中国实验快堆(CEFR)是钠冷快中子反应堆,其一、二回路的运行特性对反应堆的安全运行具有重要的影响。使用JTopmeret软件建立CEFR一、二回路主冷却系统和蒸汽发生器(SG)的仿真模型,用于计算系统任意一点的流量、压力、温度等运行参数。在稳态及瞬态工况下,系统主要参数仿真值与设计值的误差均小于2%,满足系统仿真的精度要求。 相似文献
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主泵惯量设计应考虑主泵本身和回路特性的综合影响。本文建立了基于四象限特性的主泵惰转数值计算模型,评估主泵本身和回路特性对主泵惰转的影响。结果表明,转动惯量、摩擦损失等主泵因素,沿程阻力、局部阻力等回路因素均影响主泵惰转流量特性,但惰转转速下降主要与主泵本身因素相关,与回路因素关系不大。采用初始动能比ε表征主泵惯性和回路流体惯性的综合影响,流量下降相对转速下降的滞后程度与ε线性相关。对于ε较大的回路,应充分考虑惰转流量的滞后影响,避免主泵转动惯量设计采用过大的裕量,造成机组效率下降和设计难度提高。 相似文献
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自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。 相似文献
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Noriyuki Furuichi 《Nuclear Engineering and Design》2009,239(7):1304-1313
The results of calibration tests of the feedwater flowrate of ultrasonic flowmeters used in a nuclear power plant for variety of upstream conditions obtained using the new high Reynolds number calibration facility at NMIJ are described. In this examination, the measurements are performed for five pattern pipe layouts with one or two elbows. The flow conditioners installed upstream of the flowmeter are the tube bundle type and the Mitsubishi, which are normally used in nuclear power plants. The calibration result for each flowmeter are largely different for each flow conditioner and each upstream pipe layout, except in some special cases. Moreover, the trend of the correction factor with Reynolds number is not uniform for each case. Furthermore, some differences were observed for individual flowmeters. It is recommended that the feedwater flowmeter, especially when used to perform measurement uncertainty recapture, is calibrated based on the actual pipe layout and the Reynolds number corresponding to the actual nuclear power plant conditions. 相似文献
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