基于反應堆核加熱冷啟動過程操縱和控制要求,開展了反應堆核加熱冷啟動過程壓力自動控制方法研究,完成了系統(tǒng)壓力自動控制方法設計與控制仿真驗證;同時對冷啟動水密實狀態(tài)的超壓問題進行了仿真分析,提出了防止超壓事故的聯(lián)鎖控制方法。結果表明,當核功率不超過一定功率水平時,壓力自動控制方法可實現(xiàn)反應堆核加熱冷啟動過程系統(tǒng)壓力的有效控制。 

【文章頁數(shù)】：5 頁

【文章目錄】：
0 引言
1 反應堆核加熱冷啟動升溫過程
2 反應堆對象建模
3 核加熱冷啟動壓力控制方案建模
4 核加熱冷啟動壓力控制仿真
5 水密實狀態(tài)超壓問題分析
    5.1 排水閥正常工作時超壓分析
    5.2 排水閥故障時超壓分析
    5.3 防止超壓聯(lián)鎖控制分析
6 結論


【參考文獻】：
期刊論文
[1]核動力裝置冷啟堆自動控制方法研究[J]. 余刃,陳智,楊懷磊,陳玉昇,肖凱,劉洋.  核動力工程. 2016(01)
[2]日本小型核動力反應堆及其技術特點[J]. 陳炳德.  核動力工程. 2004(03)
[3]一體化核動力裝置的熱工水力特性模型及計算[J]. 蘇光輝,郭玉君,解衡,賈斗南,周濤.  西安交通大學學報. 2000(01)

碩士論文
[1]一體化壓水堆穩(wěn)態(tài)運行特性研究[D]. 劉建閣.哈爾濱工程大學 2008



本文編號：3689812