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介绍了核动力反应堆压力系数测量方法。该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好。获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义。 相似文献
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介绍了利用硼中毒法测量微型临界堆芯硼中毒效应的实验研究结果。为了研究硼酸在该堆芯中的中毒效应,利用硼中毒法采用数字反应性仪和自动电位滴定仪及秒表测量了硼微分价值、堆芯临界硼浓度、堆芯后备反应性等。实验结果表明:实测值与理论计算值相符,结果可信;该实验结果可用于验证理论计算,也可为该堆型的带功率运行提供参考。 相似文献
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介绍了利用中子活化法标定临界装置相对功率的方法。该方法可以标定临界装置的运行功率限值,并利用实验结果对MCNP程序的计算结果作校核分析,推测出最大功率以下任一功率指示值所对应的临界堆芯内平均绝对中子通量密度,对反应堆安全运行有重要意义。 相似文献
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为了解决反应堆物理启动试验设备获取物理参数的准确性和实时性问题,提出建立一种物理启动试验设备信息共享系统,实现物理参数和试验数据的信息共享。利用以太网通讯技术,建立数据采集系统、物理启动监控平台和远程可视化系统之间的以太网通讯结构,形成客户端/服务器通讯模式,并采用Modbus TCP/IP通讯协议实现在监控平台实时共享物理参数的功能;利用局域网构建技术,构建物理启动监控平台与物理启动试验各个设备之间的星状网络结构,形成一个中心节点和若干分节点组合的方式,并采用RS-485串行通讯协议使得每个节点能在线显示反应堆物理参数和物理试验结果,实现反应堆操作人员、物理启动试验人员和远程监控人员同时共享启动试验数据的功能。 相似文献
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以圆柱形堆芯试验装置(CCTF)为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序(RELAP5)和自主化堆工设计与安全分析程序(LOCUST),开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2(Run54)试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故(LBLOCA)中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。 相似文献
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