燃料元件包殼表面上給定的偏離泡核沸騰熱流密度與實際熱流密度之比。約束現代壓水堆堆芯熱功率輸出的最主要的限制是最小局部偏離泡核沸騰(DNB)比。
相關詞條
- 偏離泡核沸騰比
燃料元件包殼表面上給定的偏離泡核沸騰熱流密度與實際熱流密度之比。約束現代壓水堆堆芯熱功率輸出的最主要的限制是最小局部偏離泡核沸騰(DNB)比。...
- 偏離泡核沸騰
偏離泡核沸騰DNB(Departure from nucleate boiling),在加熱過程中,由於產生的氣泡數量很多,甚至在加熱面附近形成蒸汽片或蒸汽柱,當氣泡產生的頻率高到在汽泡脫離壁...
- 流動沸騰
傳熱表面被汽膜覆蓋時的沸騰工況稱為膜態沸騰,由泡核沸騰轉變成膜態沸騰的現象稱為偏離泡核沸騰點,也稱為DNB沸騰臨界。圖2-13是兩種沸騰臨界示意圖。 [1] ...
- DNBR
DNBR是Departure from Nucleate Boiling Ratio,即偏離泡核沸騰比的簡稱。DNBR值是隨著冷卻劑通道軸向位置z而變化的,其最小值稱為MDNBR,如果臨界熱流量的計算公式...
- 反應堆穩態熱工水力設計
堆芯各區功率及流量確定之後,運用熱工水力分析程式作全堆芯模擬的熱工分析,以計算堆芯各區的冷卻劑溫度、壓力、臨界熱流密度、偏離泡核沸騰比和燃料溫度等詳細熱...
- 反應堆功率分布控制
DNB是一種可以燒毀傳熱面的嚴重事故,為了表徵發生DNB的機率,引入了DNBR的概念,DNBR定義為偏離泡核沸騰比率或燒毀比,它的計算定義是燃料元件包殼上給定的偏離泡核...
- 快中子反應堆
由於鈉的沸點很高,因而不存在壓水堆的偏離泡核沸騰的問題,相對減輕了反應堆保護系統的壓力,壓水堆堆芯冷卻劑出口溫度與飽和溫度相差只有20℃左右,一旦系統減壓或...
- 核反應堆工程設計
《核反應堆工程設計》是1997年原子能出版社出版的圖書,作者是鄔國偉。...7.3.3最小偏離泡核沸騰比(MDNBR) 7.4單通道模型 7.5子通道模型 7.6蒸汽...
- 堆芯中子注量率測量
通過堆芯中子注量率測量,可以驗證堆芯設計,監督堆芯安全裕度和偏離泡核沸騰比(DNBR),實測燃料元件的燃耗,以保證反應堆安全經濟地運行。...
- 壓水堆核電廠保護參數
對於數位化反應堆保護系統,由於其具有快速的計算能力,因此不僅能對可直接測量的物理參數進行保護,而且能對經過運算的物理參數進行保護,諸如DNBR(偏離泡核沸騰比)和...
- 反應堆數位化保護系統
反應堆數位化保護系統由於其具有快速的計算能力,能實現對反應堆堆芯的DNBR(偏離泡核沸騰比)和LPD(堆芯線功率密度)的實時計算,以實現對最終危及堆芯安全的這兩個...
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- 鈉水反應
▪ 平均含氣率 ▪ 蒸汽發生器循環倍率 ▪ 泡核沸騰 ▪ 偏離泡核沸騰 ▪ 燒毀熱流密度 ▪ 偏離泡核沸騰比 ▪ 燒毀[熱流密度]比 ▪ 臨界流 ...
- 第三代核電技術AP1000
一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比二、燃料棒溫度場三、堆芯水力學四、測量儀表要求第五節 堆芯燃料管理一、堆芯燃料管理的基本參量二、平衡循環的兩種設計方案...
- 核電廠設計基準事故
由於堆芯冷卻劑流量大大下降,停滯或倒流,元件表面將發生偏離泡核沸騰,傳熱惡化,引起燃料元件內蓄熱再分布,元件包殼溫度突然上升,形成事故過程中第一個峰值。在噴放...
- 反應堆控制與監測
間接物理量測量系統 除了直接的物理量監測系統外,為了便於對反應堆工作狀態的監察,近年來還開發了間接物理量監測裝置,如反應性模擬器、偏離泡核沸騰(DNB)比等。...
- 核電廠過程分析器
由於控制棒的操作,堆外和堆芯中子注量率測量,堆芯熱電偶系統的測量,以及堆內偏離泡核沸騰比(DNBR)等都涉及到堆芯的空間特性,因此堆芯數學模型主要解決如何反映...
- 流動不穩定性
流動不穩定是要儘可能避免的,因為它可能引起部件的疲勞或熱疲勞破壞;也可能使系統的傳熱性能變壞,造成沸騰換熱惡化,已有的經驗表明流動不穩定可以使防止偏離泡核沸騰...
- 操作員訓練仿真機
諸如繪有各種顏色的、帶燈光顯示的系統流程模擬圖,以及高解析度的彩色顯示器,以顯示系統參量的變化過程和某些非直接測量的物理量,如反應性、偏離泡核沸騰比(DNBR)...