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AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究 被引量：2
1
作者 王志 《中国核电》 2011年第3期195-206,共12页
AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功... AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。 展开更多
关键词 AP1000 非能动 堆芯冷却 设计瞬态
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ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析 被引量：11
2
作者 房芳芳 杨福明 +1 位作者 郝博涛 王楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1393-1399,共7页
对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果... 对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。 展开更多
关键词 非能动堆芯冷却系统整体试验台架 小破口 试验 RELAP5
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全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析
3
作者 刘宇生 许超 +3 位作者 谭思超 靖剑平 庄少欣 王楠 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1689-1695,共7页
在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(pa... 在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(passive residual heat removal heat exchanger,PRHR HX)对原型性能的再现能力,本文分析了缩比PRHR HX的流动换热特性,利用多级双向模化分析方法开展了PRHR HX支路自然循环现象的模化分析,研究了SBO试验PRHR HX的失真特性。结果表明:以热阱数为主要模化准则的缩比PRHR HX具有良好的换热性能,事故期间可有效载出堆芯衰变热,实现与堆芯衰变功率的匹配;ACME缩比PRHR换热器以可接受的失真再现了原型的换热能力、通流能力和流动阻力特性;事故瞬态过程中,PRHR自然循环过程的特征时间和模化准则数均呈现动态变化,导致缩比PRHR HX的模化失真也具有显著的动态特性。 展开更多
关键词 全厂断电 试验模拟 比例分析 自然循环 非能动堆芯冷却系统整体试验 比例失真 动态特性 非能动余热排出
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ACME台架PRHR管线破口试验自然循环现象研究
4
作者 刘宇生 谭思超 +3 位作者 靖剑平 庄少欣 李东阳 王楠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期93-101,共9页
为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment,ACME)台架开展了非能动余热排出(Passive Residual Heat Removal,PRHR)管线破... 为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment,ACME)台架开展了非能动余热排出(Passive Residual Heat Removal,PRHR)管线破口失水试验(Loss of Coolant Accident,LOCA)。通过重点分析PRHR换热器(Heat Exchanger,HX)流动换热功能失效对事故进程和热工水力现象的影响,获得了非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System,PXS)与反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)、PXS系统内各安全设备间的相互影响规律及耦合效应。结果表明:PRHR管线LOCA中,PRHR HX会出现反向流动换热的新现象;堆芯-蒸汽发生器自然循环过程的平均载热功率提高约30%,对RCS降温降压具有重要作用,是事故初期的关键现象;事故瞬态下,PXS非对称布置对RCS支路热工水力状态存在显著影响,PRHR管线LOCA中非对称布置效应会增强。 展开更多
关键词 破口失水事故 ACME台架 整体效应试验 自然循环 非能动安全
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ACME台架非能动水箱热工水力现象研究 被引量：3
5
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 马帅 安婕铷 王楠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期5-10,共6页
针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能... 针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能动水箱在失水事故(LOCA)中的作用及其关键参数变化特点,研究了非能动水箱内的主要热工水力现象。结果表明,ACME台架PRHR HX入口管线破口失水试验再现了非能动核电厂小破口失水事故(SBLOCA)中自然循环、自动卸压喷放和IRWST安注等阶段的瞬态过程,CMT、安注箱(ACC)和IRWST等非能动水箱按照预期响应并投运;事故期间CMT内会出现明显的冷热水置换与分层过程,随着重力排水和蒸汽冷凝过程,CMT壁面温度先升高后降低,其内壁面温度变化最为剧烈;PRHR管线破口时,自动卸压阶段喷放出的蒸汽及其冷凝效应是影响IRWST水温的主要因素,沿水平方向水箱内温度差异不显著,沿竖直方向存在明显的冷热分层。 展开更多
关键词 失水事故(LOCA) ACME台架 整体试验 非能动安全
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堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究 被引量：1
6
作者 刘斌 陈德奇 潘良明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期5-8,共4页
实验模拟核反应堆堆芯失水后堆芯熔融物和被加热压力容器壁等热块再淹没时的应急冷却过程。实验研究发现,液滴飞溅对热块钢板起到了预冷作用,在淹没液位上升的过程中,热块纵向导热越来越强,被淹没位置具有很高的中心冷却速率;热块被淹... 实验模拟核反应堆堆芯失水后堆芯熔融物和被加热压力容器壁等热块再淹没时的应急冷却过程。实验研究发现,液滴飞溅对热块钢板起到了预冷作用,在淹没液位上升的过程中,热块纵向导热越来越强,被淹没位置具有很高的中心冷却速率;热块被淹没位置的中心冷却速率并不随浸没速率单调变化,而是在一定区间内呈起伏变化,这说明在某个淹没速率下存在一个最小中心冷却速率的区间,因此在进行应急冷却时要避免这个区间;在高温情况下,冷却的初始温度对中心冷却速率影响不大。 展开更多
关键词 堆芯应急冷却 实验模拟 中心冷却速率
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核反应堆空间应用研究 被引量：17
7
作者 张明 蔡晓东 +3 位作者 杜青 雷英俊 胡古 陈宋 《航天器工程》 2013年第6期119-126,共8页
对美国、俄罗斯等国家的核反应堆空间应用进行了研究。其中包括:美国最早研究的SNAP-8系列,可提供多种组合输出的SP-100布雷顿能量系统,应用于火星表面的核反应堆MSR系统等;俄罗斯和日本在月球表面或火星表面应用的核反应堆。重点对空... 对美国、俄罗斯等国家的核反应堆空间应用进行了研究。其中包括:美国最早研究的SNAP-8系列,可提供多种组合输出的SP-100布雷顿能量系统,应用于火星表面的核反应堆MSR系统等;俄罗斯和日本在月球表面或火星表面应用的核反应堆。重点对空间核反应堆的堆型、堆芯冷却方式、热电转换方式、废热排放方式、辐射屏蔽模式等进行比对分析。结合月球基地能源系统的应用背景,对实现核反应堆空间应用需要解决的关键技术进行了分析,如发射安全技术、无人自主管理技术、空间低重力环境适应性及辐射防护技术等,可为我国未来空间探测任务的能源系统研究提供借鉴和参考。 展开更多
关键词 核反应堆 空间应用 堆型 堆芯冷却 热电转换 辐射防护
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密度锁在反应堆非能动安全中的作用分析 被引量：5
8
作者 吕襄波 阎昌琪 孙立成 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期605-608,共4页
从理论上分析了密度锁在核反应堆非能动安全中的作用及特点,介绍了密度锁的工作原理和结构形式。对安装有密度锁的反应堆冷却剂系统进行了流动分析,根据流体运动方程和系统的循环流动特性,说明了密度锁的作用和具有的特性。
关键词 密度锁 非能动安全性 堆芯冷却
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CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析 被引量：2
9
作者 焦振营 张建文 +1 位作者 于枫婉 王振营 《核安全》 2018年第2期31-37,共7页
CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象... CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。 展开更多
关键词 全厂失电 重力补水 液泛 维修冷停堆 堆芯冷却
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堆芯温度分布对压力容器液位测量影响分析 被引量：1
10
作者 张伟 王振营 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第5期636-639,共4页
对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行... 对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行程序SOP,对该误差对操纵员安全重要操作的影响进行了分析。 展开更多
关键词 堆芯冷却 压力容器液位 水装量 状态导向 误差
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CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定 被引量：1
11
作者 王振营 孙晨 吴蓓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期24-27,共4页
中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确... 中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。 展开更多
关键词 堆芯冷却 过冷度 测量不确定度 误差 状态导向
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ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究 被引量：1
12
作者 张舒 邱志方 +2 位作者 张晓华 陈宏霞 方红宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期183-188,共6页
针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重... 针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比(DNBR)低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设"蒸汽管线压力低-3"信号停运故障环路主泵的设计优化建议。 展开更多
关键词 ACP600 主蒸汽管道破裂 反应性控制 堆芯冷却 停运主泵
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硼浓度和不凝气体对压力容器液位测量影响分析 被引量：1
13
作者 李闰生 王振营 +3 位作者 马廷伟 孙晨 刘玉华 吴广君 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第6期642-644,共3页
对硼浓度和不凝气体给堆芯冷却监测系统CCMS(Core Cooling and Monitoring System)压力容器液位L VSL测量引入的误差进行了量化计算。计算结果表明,2 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引入的误差可以忽略,对40 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引... 对硼浓度和不凝气体给堆芯冷却监测系统CCMS(Core Cooling and Monitoring System)压力容器液位L VSL测量引入的误差进行了量化计算。计算结果表明,2 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引入的误差可以忽略,对40 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引入的误差可达13%。对压力容器内充满不凝气体的极端情形,对L VSL测量引入的误差不超过2%。这些误差不会阻碍事故处理安全重要操作的执行。 展开更多
关键词 堆芯冷却 压力容器 硼浓度 误差
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摇摆条件下棒束通道内超临界水流动传热特性
14
作者 李鑫 谢公南 《南京航空航天大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期623-634,共12页
针对核动力舰艇航行时可能发生的摇摆运动情况,本文采用数值模拟方法探究海洋摇摆运动条件下超临界水冷堆(Supercritical-water-cooled reactor,SCWR)堆芯冷却通道内超临界水湍流流动与传热特性,揭示海洋摇摆运动对通道内瞬时及时均换... 针对核动力舰艇航行时可能发生的摇摆运动情况,本文采用数值模拟方法探究海洋摇摆运动条件下超临界水冷堆(Supercritical-water-cooled reactor,SCWR)堆芯冷却通道内超临界水湍流流动与传热特性,揭示海洋摇摆运动对通道内瞬时及时均换热性能的影响。研究表明:在摇摆条件下通道内超临界水横流强度大幅增强,流体质量流量、压降损失、瞬时换热系数、燃料棒外壁面最高温度等均出现周期性波动现象,在流体温度接近拟临界温度时摇摆运动对通道内对流传热过程的影响最显著。并且,上述参数波动幅度与摇摆幅度和摇摆周期之比正相关。随通道摇摆幅度增大或摇摆周期减小,瞬时换热系数与瞬时压降波动幅度增大。总体而言,与竖直静止情形相比,在摇摆条件下通道内时均压降损失与时均换热系数均有一定程度增大,但增长幅度有限。 展开更多
关键词 核动力舰船 超临界水冷堆 堆芯冷却 摇摆运动 湍流流动传热
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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析 被引量：1
15
作者 毛辉辉 陈树 +2 位作者 邓坚 向清安 肖红 《科技视界》 2015年第20期5-6,100,共3页
以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 展开更多
关键词 PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序
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LOCA后物理现象对压力容器水位测量影响分析 被引量：1
16
作者 马廷伟 王振营 +2 位作者 孙晨 李闰生 吴广君 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2292-2297,共6页
为了验证CPR1000核电站冷却剂失流事故(LOCA)下堆芯冷却监测系统(CCMS)压力容器水位(L VSL)测量的有效性,对LOCA后影响动压和静压测量的物理现象,以及顶盖的特殊现象对L VSL测量引入的误差进行了量化计算。结果表明,顶盖的特殊现象和冷... 为了验证CPR1000核电站冷却剂失流事故(LOCA)下堆芯冷却监测系统(CCMS)压力容器水位(L VSL)测量的有效性,对LOCA后影响动压和静压测量的物理现象,以及顶盖的特殊现象对L VSL测量引入的误差进行了量化计算。结果表明,顶盖的特殊现象和冷管段或热管段破口流量对L VSL测量引入的误差在破口发生几分钟后可忽略,压力容器顶部破口流量以及控制棒导向管内水的滞留对L VSL测量引入很大的高估误差,结合状态导向事故处理程序SOP的分析表明,该高估误差不会阻碍事故处理安全重要操作的执行。 展开更多
关键词 冷却剂失流事故 堆芯冷却 压力容器水位 误差 状态导向
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SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计 被引量：16
17
作者 何正熙 余俊辉 +1 位作者 李小芬 苟拓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期107-110,共4页
在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔT... 在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔTsat)来反映一回路的压力和温度。为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述。 展开更多
关键词 堆芯冷却监测 SOP EOP 系统设计
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一种新型轴芯冷却电主轴的热特性分析 被引量：11
18
作者 康跃然 史晓军 +1 位作者 高建民 李法敬 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期13-18,共6页
为了进一步改善高速精密机床电主轴的热特性,提出了一种新型轴芯冷却结构,在电主轴轴芯均布多个U形冷却单元,通入冷却介质,可对轴芯和轴承进行高效冷却;建立了电主轴热-结构耦合分析模型,并基于模型研究了该冷却结构对电主轴热特性的影... 为了进一步改善高速精密机床电主轴的热特性,提出了一种新型轴芯冷却结构,在电主轴轴芯均布多个U形冷却单元,通入冷却介质,可对轴芯和轴承进行高效冷却;建立了电主轴热-结构耦合分析模型,并基于模型研究了该冷却结构对电主轴热特性的影响。结果表明:该轴芯冷却结构能有效控制电主轴系统的温升,与无轴芯冷却的电主轴相比,电主轴总热变形减小了50.2%,系统热平衡时间缩短了50%,从而进一步提高了加工精度和效率;通过调节冷却介质的参数,电主轴在不同转速下的轴向热变形的变化量可控制在2μm以内。 展开更多
关键词 高速精密机床 电主轴 轴芯冷却 加工精度
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一维自然循环比例分析的理论模型 被引量：9
19
作者 赵冬建 李胜强 +5 位作者 李玉全 顾汉洋 罗虎 卢冬华 J．Reyes 吴樵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期964-968,共5页
整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制... 整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。 展开更多
关键词 比例分析 自然循环 非能动 堆芯冷却系统
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RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果 被引量：5
20
作者 彭云康 李夔宁 +1 位作者 童明伟 郑华 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期85-88,共4页
先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ... 先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ,初步评价了RELAP5 /MOD3. 展开更多
关键词 RELAP5 非能动 堆芯应急冷却系统
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