【摘 要】
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稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备,其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况,是稳压器运行控制的关键参数之一.本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件
【机 构】
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哈尔滨工程大学核科学与技术学院,哈尔滨,150001;核动力运行研究所,武汉,430223
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稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备,其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况,是稳压器运行控制的关键参数之一.本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化,并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究,研究了2.6～7.8 kPa/s压降速率工况下,稳压器内水位测量压差的变化情况.研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性,能够更好的反应水位特性;表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中,过渡时间小于40 s,且过渡时间与压变速率单因素无强相关性.这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据.
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