AP1000核电换料水箱湿面焊缝真空罩泄漏检测

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作者 赵震 刘朋 +1 位作者 孙炳东 赵立 《无损探伤》 2024年第4期36-38,共3页

介绍AP1000核电换料水箱湿面焊缝真空罩泄漏检测要求及注意事项,分析实际检测过程中遇到的问题,找出问题的可行性解决措施,归纳发现的缺陷,便于设计改进或为同类产品检测提供借鉴和参考。

关键词 换料水箱 湿面焊缝 真空罩泄漏检测

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基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟 被引量：4

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作者 贾斌 靖剑平 +2 位作者 乔雪冬 李远山 张春明 《核安全》 2013年第3期37-41,共5页

本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加... 本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 换料水箱 数值模拟 FLUENT C型传热管

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核电工程PTR换料水箱焊接变形控制探析 被引量：3

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作者 张勇斌 刘英学 《设备监理》 2019年第9期20-22,共3页

针对某核电厂换料水箱制造过程,从车间预制、现场安装、工艺措施等方面分析了产生变形的原因以及变形的种类,并结合制造过程从下料、装配、焊接等方面阐述了控制焊接变形的措施及焊后矫正焊接变形的方法。结果表明:从下料、装配、焊接... 针对某核电厂换料水箱制造过程,从车间预制、现场安装、工艺措施等方面分析了产生变形的原因以及变形的种类,并结合制造过程从下料、装配、焊接等方面阐述了控制焊接变形的措施及焊后矫正焊接变形的方法。结果表明:从下料、装配、焊接、焊后矫正等方面进行预控对设备整体尺寸和变形控制是可行的,满足规范要求。同时基于制造过程中采取的预防和控制措施,为后续核电现场贮罐施工提供了参考。 展开更多

关键词 换料水箱 焊接变形 焊接顺序 刚性固定

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究 被引量：2

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作者 蒋孝蔚 邓坚 +4 位作者 邱志方 朱大欢 党高健 张丹 毕树茂 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期180-183,共4页

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。 展开更多

关键词 SGTR 安全壳背压 非能动余热排出系统 换料水箱

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核电站换料水箱焊接质量控制 被引量：2

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作者 唐识 唐宏伟 +2 位作者 程晓玲 王晓宁 付龙飞 《电焊机》 2016年第5期117-122,共6页

焊接是换料水箱重要的制造工艺方法,焊接质量的好坏对换料水箱的质量起着重要作用,因此,如何保证换料水箱焊接质量是保证换料水箱的质量关键。分析00Cr19Ni10(304L)材料的焊接特点、换料水箱焊接过程中的难点、影响焊接质量的因素;总结... 焊接是换料水箱重要的制造工艺方法,焊接质量的好坏对换料水箱的质量起着重要作用,因此,如何保证换料水箱焊接质量是保证换料水箱的质量关键。分析00Cr19Ni10(304L)材料的焊接特点、换料水箱焊接过程中的难点、影响焊接质量的因素;总结换料水箱的焊接原则、焊接注意事项,并从焊接事前控制、焊接质量的事中与事后控制方面入手,阐述焊接质量控制措施。为后续核电厂贮罐焊接质量控制提供参考。 展开更多

关键词 核电厂 不锈钢 换料水箱 焊接质量控制

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方家山核电厂完全丧失热阱时的运行 被引量：1

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作者 闵凡 《科技视界》 2016年第27期416-417,355,共3页

针对方家山核电厂在RRA未接入时失去重要厂用水的事故,本文阐述了操作员在该事故下所应该进行的退防操作,并初步计算分析了用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路反冷设备冷却水系统的有效性。结果表明:... 针对方家山核电厂在RRA未接入时失去重要厂用水的事故,本文阐述了操作员在该事故下所应该进行的退防操作,并初步计算分析了用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路反冷设备冷却水系统的有效性。结果表明:对于方家山核电厂,即使在最恶劣的情况下只要操纵员能在8.6分钟内投入EAS热交换器以及安全壳喷淋泵的试验回路反冷设备冷却水并且同时采取在RRI回路减少负荷的措施,即可利用PTR水箱中的热惯性,延缓RRI失效的时间,给恢复热阱争取更多的时间,减轻事故后果。 展开更多

关键词 核电厂 设备冷却水 安全壳喷淋 反冷 换料水箱

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大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价 被引量：1

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作者 杨志超 郑伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第11期961-965,共5页

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。

关键词 换料水箱 漏装弯管 概率安全评价 堆芯损坏频率

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换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

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作者 黄宗仁 唐宏伟 杨静瑞 《电焊机》 北大核心 2014年第2期84-87,共4页

换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源,导出反应堆内核燃料的剩余释热,承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果,分析见证件背弯开裂的原因,采取一定的... 换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源,导出反应堆内核燃料的剩余释热,承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果,分析见证件背弯开裂的原因,采取一定的控制措施重新制作见证件,并取双倍试样进行背弯试验,试验结果合格。 展开更多

关键词 换料水箱 见证件 背弯开裂 分析 解决方法

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核电厂换料水箱应力分析及裂纹评定

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作者 张维 苗学良 +1 位作者 张静 刘洪群 《全面腐蚀控制》 2014年第6期29-32,共4页

核电厂换料水箱是保障反应堆事故工况下,为设备冷却供水的设备之一。研究发现,国内外核电厂换料水箱底板有出现裂纹,甚至发生泄漏的案例。为了更好的对换料水箱实施检测,有必要筛选出无损检测的重点区域,获知裂纹的验收尺寸。因此本文... 核电厂换料水箱是保障反应堆事故工况下,为设备冷却供水的设备之一。研究发现,国内外核电厂换料水箱底板有出现裂纹,甚至发生泄漏的案例。为了更好的对换料水箱实施检测,有必要筛选出无损检测的重点区域,获知裂纹的验收尺寸。因此本文从应力分析的角度,对核电厂换料水箱进行了有限元模拟,分析了应力集中区域;并通过应用线弹性断裂力学确定了换料水箱底板的临界裂纹尺寸。为后续现场检测、评定工作提供依据。 展开更多

关键词 换料水箱 裂纹 应力分析 临界裂纹尺寸

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换料水箱抗震裕度分析

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作者 徐小刚 余顺利 张双旺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期170-173,共4页

为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并... 为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。 展开更多

关键词 抗震裕度分析 换料水箱 地脚螺栓

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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8

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作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式

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核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究 被引量：6

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作者 谢洪虎 李石磊 +1 位作者 张峰 陈楚员 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期130-134,共5页

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度... 对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱(IRWST) 地坑滤网 汇流槽 碎片

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流固耦合分析方法在核电厂水箱结构抗震设计中的应用 被引量：4

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作者 孟剑 张春龙 +1 位作者 刘玉林 姚迪 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2017年第1期36-39,共4页

以我国自主设计的某第三代核电站反应堆厂房内置换料水箱和外层安全壳外挂水箱抗震设计为背景,采用附加质量法、光滑粒子流体动力学法(SPH)和耦合欧拉-拉格朗日(CEL)法进行了流固耦合分析,并对三种方法的计算结果和优缺点进行了对比。... 以我国自主设计的某第三代核电站反应堆厂房内置换料水箱和外层安全壳外挂水箱抗震设计为背景,采用附加质量法、光滑粒子流体动力学法(SPH)和耦合欧拉-拉格朗日(CEL)法进行了流固耦合分析,并对三种方法的计算结果和优缺点进行了对比。分析表明:相比于其他两种方法,附加质量法计算结果明显偏于保守;当粒子的数量足够多时,SPH法的计算结果与CEL法较为接近,但大量粒子的引入会影响计算效率;CEL法是三种分析方法中计算精度最高的一种,但用CEL法分析复杂异形水箱时容易出现漏水问题。针对实际工程中不同的流固耦合问题,应选择合适的分析方法。 展开更多

关键词 核电厂 内置换料水箱 外挂水箱 抗震设计 流固耦合

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安全壳内置换料水箱检查机器人控制系统设计 被引量：1

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作者 管朝鹏 吴东栋 桂亮 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第4期209-213,共5页

针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱(IRWST)的水下检查需求,以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析,明确机器人的功能,设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求... 针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱(IRWST)的水下检查需求,以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析,明确机器人的功能,设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求,设计了基于嵌入式系统的机器人驱动板、视频编码板和解码板,开发人性化操作的上下位机软件。结果表明,研制的水下检查机器人可快速、稳定完成对IRWST各部件的视频检查和异物打捞任务,进一步提升了核工业领域机器人运行维护水平。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱(IRWST) 水下检查机器人 视频检查

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华龙一号核电机组严重事故工况涂层的设计与应用研究

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作者 蔡敏 雷欣 《涂层与防护》 2023年第12期27-33,共7页

在严重事故工况下,如果安全壳内涂层剥落,可能导致堵塞内置换料水箱(IRWST)过滤器,从而无法保证堆腔注水的可用性。因此,华龙一号核电机组安全壳内使用的涂层的选用应考虑严重事故工况下的性能,确保严重事故工况中内置换料水箱过滤器的... 在严重事故工况下,如果安全壳内涂层剥落,可能导致堵塞内置换料水箱(IRWST)过滤器,从而无法保证堆腔注水的可用性。因此,华龙一号核电机组安全壳内使用的涂层的选用应考虑严重事故工况下的性能,确保严重事故工况中内置换料水箱过滤器的正常运行。根据华龙一号核电机组严重事故发生时的安全壳内涂层所处的环境条件,首创性地设计出了涂层模拟严重事故试验流程、试验项目要求和验收要求,并筛选出同时具有更强的耐辐照性能以及持续耐高温性能的涂层产品进行试验验证,并对试验后的样品进行了外观及附着力等检测。试验结果表明,涂层在经受模拟严重事故工况试验后各项性能可满足工程要求,可保证在华龙一号核电机组发生严重事故后,不会产生涂漆碎渣而阻塞内置换料水箱过滤器,从而确保堆腔注水的可用性,为熔融物堆内滞留提供重要支持,进一步提升华龙一号核电机组的严重事故应对能力。 展开更多

关键词 华龙一号核电机组 内置换料水箱过滤器 涂层 模拟严重事故试验

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IRWST硼溶液纯水注入搅混数值仿真方法研究

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作者 王争光 唐琼辉 顾明洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1333-1338,共6页

核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含... 核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含硼水浓度偏低,注入一回路后出现误稀释风险。本文通过三维数值模拟CFD方法,分析了采用组分输运模型的合理性,研究了纯水在双环IRWST内含硼水溶液的瞬时运输特性,获得了从开始搅混至IRWST池内硼浓度达到均匀所需的时间,为制定运行规程中IRWST搅混运行时间提供了理论依据。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱 硼溶液 纯水注入搅混

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非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟 被引量：3

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作者 张盼 许超 +3 位作者 温丽晶 胡文超 刘宇生 李聪新 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第10期59-64,共6页

非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但P... 非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。 展开更多

关键词 非能动余热排除系统 内置换料水箱 热交换器 数值模拟

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非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟 被引量：3

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作者 门启明 王学生 +1 位作者 冯葵香 孟祥宇 《华东理工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期26-32,共7页

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流... 采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 数值模拟 自然对流 沸腾 内置换料水箱

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基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究 被引量：3

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作者 龚钊 朱京梅 +2 位作者 张卫 黄若琳 朱明华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期167-173,共7页

为了解决华龙一号(HPR1000)事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件... 为了解决华龙一号(HPR1000)事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。 展开更多

关键词 内置换料水箱(IRWST)过滤器 单变量求解 模块化设计

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非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证 被引量：2

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作者 蒋兴 张伟 +1 位作者 祖洪彪 戈剑 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期1-6,共6页

AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析... AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 流动传热 内置换料水箱

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