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实现石墨水冷反应堆的总功率控制和其堆芯不同的区域在给定工况下的运行参数监控,以保证反应堆的安全运行。
石墨水冷堆全堆有工艺管(包括过热蒸汽管)2000根左右。对反应性,采用控制棒进行控制,典型石墨水冷反应堆的控制机构包括多种吸收棒。其中,事故保护棒用于安全停闭反应堆;自动调节棒用于总功率和区域控制;手动调节棒和短棒吸收体用于径向和轴向功率分布调节。
燃料组件功率计算,工艺管内燕汽含量计算,达到临界释热点的安全系数计算,后备反应性计算,栅格内石墨最高温度计算,径向功率不均匀系数计算,以及堆芯径向和轴向释能监察探测器的整定值计算。
石墨球床堆也叫卵石堆,最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆,由于技术和需求的限制,30年没有大的发展,直到上个世纪90年代,国际能源危机的压力日趋严重,南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索,分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成,其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作,HTR-10已经并网多时了
根据清华实验堆的数据,在最严重的跑气,堆芯彻底失冷,控制棒卡住下不来,且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下,30秒之内,燃料组件就达到了热平衡最大值,温度是1030度左右,而"瓜子壳"的承受能力是1600,所以除非此时用球磨机磨燃料球,UO2还是跑不出来,而此后就是温度继续下降,负反应最终接触链式反应。
根据清华实验堆的数据,在最严重的跑气,堆芯彻底失冷,控制棒卡住下不来,且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下,30秒之内,燃料组件就达到了热平衡最大值,温度是1030度左右,而"瓜子壳"的承受能力是1600,所以除非此时用球磨机磨燃料球,UO2还是跑不出来,而此后就是温度继续下降,负反应最终接触链式反应。
根据清华实验堆的数据,在最严重的跑气,堆芯彻底失冷,控制棒卡住下不来,且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下,30秒之内,燃料组件就达到了热平衡最大值,温度是1030度左右,而"瓜子壳"的承受能力是1600,所以除非此时用球磨机磨燃料球,UO2还是跑不出来,而此后就是温度继续下降,负反应最终接触链式反应。
根据清华实验堆的数据,在最严重的跑气,堆芯彻底失冷,控制棒卡住下不来,且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下,30秒之内,燃料组件就达到了热平衡最大值,温度是1030度左右,而"瓜子壳"的承受能力是1600,所以除非此时用球磨机磨燃料球,UO2还是跑不出来,而此后就是温度继续下降,负反应最终接触链式反应。
煤球核燃料的后处理是所有核装料中最好处理的,原因有4,1是首先燃烧深度大,可达90%以上,这是成型燃料组件做不到的,2是燃料颗粒外面的陶瓷保护层,大多数情况下可以隔绝可能的泄露,这也是成型组件做不到的,3是球球很小,你可以一个球一个球的拿机器彻底检查它的辐照结果,作为深度处理的依据,这还是成型组件做不到的,4石墨是非常稳定的,不怕腐蚀,机械强度也高,埋起来安全得多,这还是成型组件做不到的
实现石墨水冷反应堆的总功率控制和其堆芯不同的区域在给定工况下的运行参数监控,以保证反应堆的安全运行。石里水冷堆全堆有工艺管(包括过热蒸汽管)2000根左右。对反应性,采用拉制棒进行控制,典型石墨水冷反应堆的控制机构包括多种吸收棒。其中,事故保护棒用于安全停闭反应堆;自动调节棒用于总功率和区域控制;手动调节棒和短捧吸收体用于径向和轴向功率分布调节。石共水冷堆功率调节系统用以对石墨水冷堆的总功率进行监控。通常,共有三套调节系统:在额定功率0.25%~6%时,有一套平均功率自动调节器进行工作.它有4个电离室电流测量通道.并操纵4根调节棒在堆芯同步位移,在额定功率6%~100%的区间.运用了两套平均功率自动调节器,其中一套投人运行,另一套处于"热"备用状态。当运行中的调节器出现故障时,备用调节器自动投人运行。每一套都具有4个测t通道和4个执行通道,并且,当任何一个测量或执行通道脱开时,调节器仍保持工作能力。石墨水冷堆径向功率分布监控通常.在石墨水冷反应堆内,沿径向均匀分布布置自给能探测器。在功率提升过程中,用功率调节系统自动控制堆功率,根据自给能探测器信号与整定值信号的偏差,操纵手动调节棒,调整功率分布。当反应堆进人稳定工况后,操纵员可以手动投人分区自动调节子系统.以保持稳定的反应堆功率分布。石墨水冷堆轴向功率分布监控石墨水冷反应堆内设有多个轴向中子注量率分布监察孔道.每个孔道沿轴向均匀分布自给能探测器,当出现轴向中子注量率分布"扭曲"时,手动调整短棒吸收体和手动调节捧,以消除这种"扭曲"。石墨水冷堆事故降功率系统当因核电厂主要设备故障而需要降低反应堆功率或将反应堆负荷转到厂用负荷的工况时,自动功率调节系统即以每秒4%额定功率的速率首先将功率降至80%水平,然后以每秒2肠额定功率的速率继续下降到事先确定的功率水平。在事故降功率的情况下,附加的调节棒将连接到功率调节系统上,以便增加它的有效性。此外,出于安全的考虑,事先确定一组调节棒不随调节系统信号动作,而直接根据降功率初始信号插人堆芯。石垂水冷堆堆芯参数监察为对堆芯参数进行监察.需配备成群的堆芯参数监察测量系统和计算机数据处理系统。
说下具体情况,没有水箱?一体式水冷散热器吗?没有水箱的不可以加,水冷散热器是一个闭环,一旦有地方断开就会喷水烧毁硬件有水箱的水冷式可以在运行的时候加水冷液的,但是还是建议关闭电脑断开电源来加比较安全否...
Big Water 735我知道是TT的水冷散热器。售价比较高啊大概900左右。 前提就是这个样子的
散热器的工作原理:风冷和水冷的散热器都有一种装置叫底座(水冷系统的又叫水冷头),一般为铜质的(低端、廉价的风冷散热器为铝制)。它的作用是将CPU、显卡(或其它设备)所产生的热量传导出来,传导给散热片(...
超临界水冷快堆给水控制系统改进研究
超临界水冷快堆是一次直接循环系统。所有的冷却剂在冷却剂泵的驱动下在堆芯被加热后进入汽轮机做功。主蒸汽温度对功率与流量的比值非常敏感。为了抑制主蒸汽的温度变化,本研究中通过增加反馈模块以改进主给水的控制系统。本文采用了三种改进方案,第一种方案中保持功率与给水流量的比值不变,第二种堆芯功率必须随设定值变化,第三种中给水流量随着功率的增加而增加,然后通过计算分析确定控制参数,最后通过功率变化时的运行工况下的对比分析,确定较优的改进方案。
超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析
以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况。得出的结论为:寿期初反应堆功率、堆芯压力呈下降趋势,内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低,最大升高值为132℃,但仍满足事故下安全设计准则;寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大。计算分析可为超临界水堆的安全特性定性分析提供基础性的参考。
石墨反应堆,是核裂变反应堆中的一种,也是最常用、最早使用的一种。石墨具有良好的中子减速性能,最早作为减速剂用于原子反应堆中,铀一石墨反应堆是目前应用较多的一种原子反应堆。作为动力用的原子能反应堆中的减速材料应当具有高熔点、稳定、耐腐蚀的性能。
在石墨与中子的相互作用下发生的各种过程,如吸收、散射、扩散、反射等所遵循的规律以及中子辐照诱发的石墨性能的各种变化的总称。在原子反应堆内,在强烈的中子辐照下,石墨的物理力学性能、热学性能、电磁学性能均发生不同程度的变化,石墨体的尺寸也有显著的改变。了解这些变化的规律,对石墨反应堆的设计及反应堆的安全运行至关重要。
20世纪40年代之后,各国都相继制订了庞大而详实的规划,对石墨的核性能进行研究,投入了巨大的人力物力,并以国家的力量组织实施,五六十年代达到顶峰,迄今不衰。50年代末,各种研究报告相继解密,公诸于世,世人对石墨的认识大为深入。
关于大量中子在石墨中的平均行为,在石墨中运行的中子所服从的一般规律,即所谓宏观中子物理,是中子与石墨相互作用的基本原理。关于这种平均行为和一般规律(见石墨的宏观中子物理)。任何核反应过程,常用反应截面来加以定量的描述。石墨对中子的吸收截面、散射截面、宏观截面等见石墨的中子截面。由于历史的原因,中子辐照剂量的单位和表示方法多种多样,常易造成混乱甚至错误。(见中子注量)石墨经中子辐照后,石墨性能发生种种变化,石墨体尺寸亦有所改变,这就是辐照对石墨的作用或对石墨的损伤。对石墨反应堆的设计和运行,了解石墨的辐照损伤至关重要。
将大块的立方体的石墨堆砌起来,将核燃料棒插入其中,然后启动反应堆,这样铀235裂变后放出的快中子就会被石墨减速,然后去撞击新的铀235原子核,于是产生链式反应。
石墨反应堆其它方面与其他核电站原理一样,只是减速剂不同,其中石墨、重水是公认的最好的减速剂,因为此两种反应堆的效率较高。
作为原子反应堆用的石墨纯度要求很高,杂质含量不应超过几十个PPm ( PPm 为百万分之一)。