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基于应急运行的核动力装置一回路小破口失水事故 总被引:1,自引:0,他引:1
针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义.选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响.结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以保证反应堆在一定时间内实现应急运行,并且在一定条件下通过降功率可以延长运行时间. 相似文献
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探讨了系统可靠性数字仿真在反应堆运行故障分析中的运用。通过对反应堆一些运行故障进行系统可靠性数字仿真和仿真分析,将对核动力装置的实际运行。故障分析提供理论依据和指导作用。 相似文献
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核动力折中稳态运行方案下稳压器压力控制的模糊控制器 总被引:1,自引:0,他引:1
运用模糊控制理论,针对稳压器压力控制的特点,为解决核动力装置折中稳态运行方案下低工况运行时一回路压力随负荷变化波动较大的问题,设计了压力模糊控制器。即利用模糊控制器实现稳压器压力调节系统工作参数的在线优化自整定,并以某核动力装置为对象进行了仿真实验。仿真结果表明,本控制器在对原系统不作大改动的前提下,能有效地抑制一回路压力波动,比原有调节系统具有好得多的调节品质。 相似文献
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2011年11月16日,中核集团核动力事业部成立暨揭牌仪式在京举行。此举标志着作为流程再造重要板块之一的核动力事业部正式开始运行,同时也拉开了中核集团全力打造核动力“一站式”服务产业链的大幕。 相似文献
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船用核动力装置给水减少事件分析与处置研究 总被引:2,自引:1,他引:1
从船用核动力装置蒸汽发生器给水减少事件出发,建立事件树分析模型,在保证核安全的前提下,以确保反应堆不停堆为约束条件,运用Relap5/Mod3程序对事件演变过程中的热工水力参数进行计算分析,筛选出在不同运行条件下处理该事件的最佳方案。分析结果表明,在反应堆低功率运行时,并不是所用的给水减少均会造成反应堆停堆,存在最佳的处理方案及相对较长的处置时间用以恢复反应堆及蒸汽发生器的正常运行状态。 相似文献
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2011年11月16日,中核集团核动力事业部成立暨揭牌仪式在京举行。此举标志着作为流程再造重要板块之一的核动力事业部正式开始运行,同时也拉开了中核集团全力打造核动力“一站式”服务产业链的大幕。 相似文献
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中国核动力研究设计院(以下简称中国核动力院)是我国集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院以来.已经建立起包括核动力工程研究设计、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料的研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系.在我国高新技术研发领域和先进能源工业开发体系中占有重要地位。 相似文献
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现代潜艇的另外一种推进系统是核推进系统。由于战后核能技术的飞跃发展,作为舰船动力的核反应堆目前可以做到体积相当小。法国在役的“红宝石”级攻击型核潜艇水下排水量仅为2670吨,其反应堆被布置在直径仪为7.5米的耐压艇体内。核反应堆为核潜艇提供了几乎是无限的水下续航力,自从世界上第1艘核潜艇“鹦鹉螺”号问世以来,核潜艇几十年的运行实践表明,核动力装置无疑给潜艇技术带来了革命性的变化。但是核动力装置不仅增加了潜艇建造的复杂性, 相似文献
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针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程,建立了最简单的热动力学模型.利用热力学第二定律建立的火用分析方法,对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析.文中以A型和B型电站压水堆核动力装置为实例进行的火用损失与火用效率的对比计算表明反应堆内裂变能从裂变碎片到燃料的传递过程是整个核动力力装置火用损失最大的地方,其次是堆内燃料元件导热过程,然后依次是汽轮机、蒸发器、冷凝器、管路、泵.而火用效率最低的地方是冷凝器,其次是汽轮机、堆内燃料元件、蒸发器. 相似文献
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中国核动力研究设计院创建46年来,以科学发展观为指导,成功地走出了一条寓军于民、军民融合的可持续发展道路。以开展核电工程设计为引领,发展方式发生深刻变化核动力院上世纪五十年代从研制军用核动力技术起家,已掌握了军用核动力从研发、设计、建造、 相似文献
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提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 ,又能满足运行实时性要求和运行监督所要求的计算精度 相似文献
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