摘要：对于快堆热工水力和仪控系统设计人员来讲,中间热交换器建模仿真十分重要。本文针对中间热交换器采用Matlab/Simulink软件,建立了一种仿真模型,包括两种稳态计算方法和瞬态计算模型。两种稳态模型分别为"等节距"、"等换热量"方法,两种稳态计算方法得出的结果差别很小,出口温度计算值与实际值差别最大为3K。在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了瞬态计算模型。并且,在一回路流量衰减工况下对中间热交换器内部一、二回路温度变化进行了计算,计算结果较好。

摘要：以中国实验快堆(CEFR)主工艺系统为对象,利用MATLAB/Simulink软件建立仿真模型。在负荷阶跃变化且无调节系统参与的条件下进行仿真计算,研究CEFR及类似工艺的池式钠冷快堆的负荷跟踪能力。分析关键环节在负荷阶跃变化的极端情况下的运行特性,探究此类工艺负荷跟踪运行模式的可行性,为未来大型快堆在运行模式和工艺设计上提供参考。仿真结果表明,CEFR及其类似工艺的池式钠冷快堆负荷跟踪能力有限,其中直流式蒸汽发生器是限制其负荷跟踪能力的最大瓶颈。

摘要：针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。

摘要：核电阀门的抗震性能是衡量其安全可靠性的重要指标之一。本文针对一种核一级三通阀门进行了抗震性能分析。首先,针对预应力对阀门的固有频率的影响进行了分析探讨;其次,提出了三通阀门的边界载荷施加方法并基于workbench软件进行了计算;最后,根据RCC-M应力评价规范,在阀门组件危险点处划定路径并进行评定。结果表明,所划定的4条危险路径应力分布均未超过阀门所能承受的应力极限值,即所设计的阀门符合设计规范,能够满足工况要求。论文分析结果为该类核一级三通阀门的抗震分析以及进一步结构优化设计提供了参考依据。

摘要：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。