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在大型热工水力学实验回路HRTL-200上,以水为工质,在压力1.0 ̄4.0MPa加热功率27 ̄240kW,入口欠热度5 ̄80℃,加热段出口质量含汽率小于5%的实验参数范围,研究了系统压力,加热功率,冷却剂入口过冷度及人口阻力等对低压,低干度自然循环系统的两相流稳定流动及不稳定流动特性的影响。实验结果表明上述参数对循环流量,流动稳定区及流动振荡特性均具有影响。所进行的实验研究,参数范围包括了200 相似文献
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实验研究了低压低干度汽水两相混合物在自然循环条件下产生密度波不稳定性时的流量振荡特性。实验在大型热工水力学实验回路HRTL-200上以水为工质进行,压力为1.0-4.0MPa,加热功率为27-190kW,人口欠热度为5-80℃,加热段出口质量含汽率小于5%,实验参数范围包括200MW核供热堆微沸腾工况运行的参数。获得了有关自然循环流量振荡模式、相对振幅、振荡周期等振荡特性参数随系统压力,加热功率和 相似文献
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低温核供热反应堆的设计研究和开发,促进了低压,低士度自然循环流系统中汽水两相混合物流动稳定性的研究。本文论述了在HRTL-200热工水力学实验回路上,以水为工质,在加热功率为131kW,加热段入口流动阻力因数为25,冷却剂入口欠热度为5-80℃的条件下,针对系统压力变化对流动特性的影响所进行的实验研究。 相似文献
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为确定200MW核供热堆的安全性并为今后发展奠定研究基础,在改装的俄罗斯KC实验装置上,完成了该核供热堆主回路系统水力稳定性实验研究,然后应用RETRAN-02程序完成主要实验工况数值模拟计算,理论计算和实验测量的对比结果表明,两者间的较好的符合,获得有益于核供热堆安全设计的一些结论。 相似文献
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200MW低温核供热堆研究进展及产业化发展前景 总被引:2,自引:0,他引:2
低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有完全自主知识产权的高新技术。200MW壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非能动安全系统和水力驱动控制棒等先进技术,具有安全性高、运行可靠、放射性隔离措施完善,可在热用户附近建设等特点。低温核供热堆技术应用领域广泛,其推广应用具有良好的社会效益和经济效益,尤其是核能海水淡化技术的应用,将是解决淡水资源短缺的有效途径之一。本文简要介绍了2200MW低温核供热产业化示范工程的概况、研究进展,总结了核供热堆的主要技术特点,并给出社会经济效益分析和应用前景展望。 相似文献
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叙述了用相关分析系统辨识方法判别两相流动不稳定性的原理、实验方法及测试结果。该方法将信息科学中的系统稳定和系统辨识理论应用于热物理科学中的两相流稳定性研究,发展了新概念的两相流稳定性实验技术和方法。该方法使得在稳定工况下判别两相流系统的不稳定边界和稳定裕度成为可能。实验是在低温堆热工水力学模拟实验系统HRTL-5上进行的,实验中以加热功率的逆重复伪随机序列做为输入信号源,系统流量作为响应函数,用相关分析研究了两相流动系统自然循环的稳定性和稳定裕度。实验结果证明系统辨识方法判别两相流动稳定性是成功的。该实验结果对确立两相流动态数学模型,验证理论模型对稳定边界的判别提供了基础数据。对发展系统分析和状态监视方法,对建立工程系统中两相流不稳定性预报方法具有一定学术和实用参考价值。 相似文献
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小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项)。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1:1,平均表面热流密度比例为1:1,流道面积比例为1:210。 相似文献
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Li Tianshu 《中国核科技报告》1991,(1)
介绍了INET-5MW反应堆,给出了此堆的热工水力设计参数及主要特性,分析了其启动过程及热工水力不稳定性对此过程的影响。INET-5MW反应堆启动的主要困难是从常压到正常工况要经过不稳定区域。为了避开不稳定性,我们认为启动过程应分为两个阶段。本文给出了三种启动方案的由DACOL程序计算的结果,并进行了对比分析。同时,对每个方案检查了是否可能产生不稳定性。结果表明,这三个方案的启动过程均未发生不稳定现象。因此,可以认为INET-5MW反应堆可以安全稳定地达到运行工况。最后,本文给出了不稳定性对低温核供热堆沸水方式启动影响的几点结论。 相似文献
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实验研究了5MW核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆,测量了一回路冷却水水质的化学成分,如溶解氧、pH值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。 相似文献
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通过1∶2的实验模型,对大庆200MW低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明:当Re>5000时,换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生2次流量漂移现象时,各系统参数的变化过程。为大庆200MW低温核供热堆主换热器的最终设计提供了实验基础。 相似文献
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200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性 总被引:3,自引:1,他引:3
200MW核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的,并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析,表明该系统具有良好的安全特性,在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆,为具有固有安全特点的200MW核供热堆提供了重要的技术支持。 相似文献
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