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在 200 MW供热堆实验回路(HRTL-20Q)上,以水为工质,在压力 1. 0~4. 5 MPa,加 热功率 27~190kW,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(包 含了200MW供热堆参数的运行工况),研究了加热功率对低压、低干度汽水两相自然循环系统 的循环流量、流量相对振幅、流量振荡周期等的影响。结果表明随加热功率的增加流量呈非线 性增加,振荡周期逐渐减小,最大流量相对振幅变化不大,发生流量振荡的冷却剂入口欠热度范 围向大欠热度方向移动。 相似文献
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介绍了用阶跃响应法研究热工水力学实验系统的动态特性。给出了热工水力学实验系统不同工况下的动态特性参数。在诸如系统辨识、核反馈实验等含有动态过程的模拟实验中,这些参数是必须考虑的。该实验是在HRTL热工水力学实验系统上进行的,系统的动态响应是用阶跃信号响应描述的。实验结果为其他动态过程实验提供了基础数据。 相似文献
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根据200MW核供热堆(NHR-200)主换热器的设计工况,针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理,依目前换热器设计所通常采用的防振判据,对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明:NHR-200主换热器在其设计工况下运行时,不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动,如果运行偏离设计工况,那么U型管的弯管区是首先引起注意的区域;在设计工况下,传热管各区不会产生疲劳破坏,传热管的相互碰撞和剪切与磨损的破坏。 相似文献
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注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性,实验的压力为0.1~1.5MPa,温度为20~198℃,喷射泵工作喷嘴直径为1~8mm,注入流量为0.1~0.8kgs-1。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于5MW核供热堆注硼系统中。 相似文献
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核供热堆失水事故模拟实验研究 总被引:1,自引:0,他引:1
叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路HRTL-5上,对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验,给出了小破口失水事故发生后,系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线,以及对低温堆安全性的影响。 相似文献
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针对与低温核供热堆相耦合的竖管多效蒸发海水淡化系统 ,建立了物理数学模型 ,探讨该系统的热工水力学特性。采用等温差和分段等面积两种温差分配方案对系统进行设计。分析了系统各效的蒸发器和预热器面积、平均换热系数以及淡水产量等随效数的变化规律。结果表明 ,经过适当的温差调整 ,两种方案下产水比都可以达到 2 0以上 ,但等面积温差分配设计方案在系统的建设上将更具优势。本工作可以为大型竖管多效蒸发海水淡化系统的设计提供理论指导和基础数据 相似文献
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核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域,提高其年运行因子改善供热堆的经济性,利用5MW核供热堆(NHR-5)为热源,通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热-电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热,实现核供热反应堆的热电联产。结果表明,一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的,整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。 相似文献
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为了研究核供热反应堆主回路自然循环两相流动稳定性,考证了具有密度-核反馈耦合条件下两相流动的热工水力学行为。在热工实验回路HRTL-5中引入了反应堆中子动力学模拟系统。以实测冷却剂密度作为其输入参数,以中子动力学模拟系统的功率输出通过HP-38525控制器对系统电加热功率进行实时控制,实验研究了不同工况条件下自然循环两相流动的稳定性。研究结果表明,核反馈耦合条件下系统中出现很低欠热度不稳定性区,反馈系数大小、测量系统和元件动态响应特性对自然循环两相流动稳定性有重要影响。 相似文献