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两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

曾畅 赵禹 叶竹 任云

曾畅, 赵禹, 叶竹, 任云. 两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058
引用本文: 曾畅, 赵禹, 叶竹, 任云. 两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058
Zeng Chang, Zhao Yu, Ye Zhu, Ren Yun. Simulation and Analysis of Reactor Coolant System for Two-Loop Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058
Citation: Zeng Chang, Zhao Yu, Ye Zhu, Ren Yun. Simulation and Analysis of Reactor Coolant System for Two-Loop Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058
详细信息
    作者简介:

    曾畅(1985—),男,高级工程师,主要从事核动力装置系统设计工作

  • 中图分类号: TL36

Simulation and Analysis of Reactor Coolant System for Two-Loop Nuclear Power Plant

  • 摘要: 利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2018-04-22
  • 修回日期:  2018-07-11
  • 网络出版日期:  2025-02-09

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