核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:ppt20041
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量.通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量.为延长疏水器使用寿命和降低成本,对比分析了不同疏水器安全系数(k)对疏水器性能的影响,推荐适合核电厂蒸汽管道的k,以提高蒸汽利用效率和经济效益,并延长疏水器使用寿命,降低疏水器成本.
其他文献
为利用不同类型控制器的性能优势,基于堆芯模糊多模型,利用比例-积分-微分(PID)控制器和模糊控制器,结合T-S型模糊规则设计模糊切换控制器.以三里岛核电站压水堆堆型堆芯为例
基于行星滚柱丝杠传动副静态接触状态,采用传动副接触外形函数分析以及赫兹接触理论,提出一种研究传动副接触特性模型以及接触力分析方法,并通过有限元分析方法进行验证.结果
反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器.该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度.本文重点介绍了堆芯中子-
为了研究分离涡模拟模型对核主泵水力性能预测精度的影响,在六面体结构化网格的基础上,采用基于SSTκ-ω的分离涡模拟(DES)、延迟分离涡模拟(DDES)和改进的延迟分离涡模拟(ID
秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年,该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役,提供了丰富的实测数据,为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对“华龙一号”核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求
对于屏蔽计算的深穿透问题,由于仅有少量粒子能够穿透屏蔽层到达计数区,所以计算效率极低.为解决该问题,基于一致性共轭驱动重要性抽样方法研究了蒙特卡罗-确定论耦合方法(简
为解决压水堆核电厂离线式硼表(OFBM)测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原
为研制出耐辐照的新型单相陶瓷燃料,采用溶胶-凝胶法,通过复合溶胶配制、分散胶凝、洗涤、干燥煅烧与烧结过程,开展了 UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球制备工艺研究,制备出铀摩
以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件(APROS)支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型.对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧