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超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析
  • ISSN号:0258-0926
  • 期刊名称:《核动力工程》
  • 时间:0
  • 分类:TL364.4[核科学技术—核技术及应用]
  • 作者机构:[1]华北电力大学核热工安全和标准化研究所,北京102206
  • 相关基金:国家973计划项目(2007CB209800); 国家自然科学基金项目(50976033)
中文摘要:

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆。以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况。结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反应堆各参数可达到较稳定值,且包壳温度在安全范围内,因此可有效缓解给水控制失效瞬态事故,保证超临界快堆的安全。

英文摘要:

Supercritical cooling fast reactor is the once-through cooling system,and its transient safety characteristics is different from that of the existing LWRs.Under the failure transient accident of the feedwa-ter control system,the reactor pressure,power,coolant temperature,coolant mass flow and the surface clad temperature changing with the time are studied with three different control modes(the control rods,steam turbine valves,and reactor coolant pump).The results show that with the combined control by the turbine valve and control rod,all reactor parameters are stable and the clad temperature is within the safety range,thus the transient accident of feedwater control failure can be mitigated to ensure the safety of the supercritical fast reactors.

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期刊信息
  • 《核动力工程》
  • 中国科技核心期刊
  • 主管单位:中国核动力研究设计院
  • 主办单位:中国核动力研究设计院
  • 主编:罗琦
  • 地址:成都市一环路南三段28号信息中心
  • 邮编:610041
  • 邮箱:jnpe@npic.ac.cn
  • 电话:028-85903890 85903893 85903009
  • 国际标准刊号:ISSN:0258-0926
  • 国内统一刊号:ISSN:51-1158/TL
  • 邮发代号:62-178
  • 获奖情况:
  • 2012年全国能源动力期刊二等奖.
  • 国内外数据库收录:
  • 美国化学文摘(网络版),荷兰文摘与引文数据库,美国工程索引,日本日本科学技术振兴机构数据库,中国中国科技核心期刊,中国北大核心期刊(2004版),中国北大核心期刊(2008版),中国北大核心期刊(2011版),中国北大核心期刊(2014版),中国北大核心期刊(2000版)
  • 被引量:6749