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超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

王晗丁 周涛 陈娟 李精精 刘梦影

王晗丁, 周涛, 陈娟, 李精精, 刘梦影. 超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析[J]. 核动力工程, 2011, 32(5): 18-22.
引用本文: 王晗丁, 周涛, 陈娟, 李精精, 刘梦影. 超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析[J]. 核动力工程, 2011, 32(5): 18-22.
WANG Handing, ZHOU Tao, CHEN Juan, LI Jingjing, LIU Mengying. Control Analysis for Failure Transient Accident of Feed-Water Control System in Supercritical Water-Cooling Fast Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2011, 32(5): 18-22.
Citation: WANG Handing, ZHOU Tao, CHEN Juan, LI Jingjing, LIU Mengying. Control Analysis for Failure Transient Accident of Feed-Water Control System in Supercritical Water-Cooling Fast Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2011, 32(5): 18-22.

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

基金项目: 

国家自然科学基金项目(50976033)

国家973计划项目(2007CB209800)

详细信息
    作者简介:

    王晗丁(1987—),男,在读硕士研究生。2009年毕业于山西大学热能与动力工程专业,获学士学位。现从事核反应堆热工与安全方面研究工作。周涛(1965—),男,教授。1987年毕业于西安交通大学核能与热能专业,获博士学位。现主要从事反应堆热工水力安全方面的研究。陈娟(1985—),女,在读博士研究生。2009年毕业于华北电力大学热能工程专业,获硕士学位。现从事核反应堆热工与安全方面研究工作

  • 中图分类号: TL364+.4

Control Analysis for Failure Transient Accident of Feed-Water Control System in Supercritical Water-Cooling Fast Reactor

  • 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。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2010-06-14
  • 网络出版日期:  2025-03-08

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