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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量：13
1
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页
本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多
关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：13
2
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：10
3
作者 丘锦萌 吴健 +1 位作者 田卫卫 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期72-80,共9页
本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非... 本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。 展开更多
关键词 华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环
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非规则环形圆柱水箱液体晃动动力特性试验 被引量：8
4
作者 宋辰宁 周国良 +1 位作者 李小军 魏超 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期187-192,共6页
冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分。水箱中液体晃动频率低,在长周期地震动作用下容易发生大幅晃动,因此在进行核岛结构动力分析时,必须要考虑水箱结构的影响,研究其动力特性。本文通过振动台试验测试了水箱中... 冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分。水箱中液体晃动频率低,在长周期地震动作用下容易发生大幅晃动,因此在进行核岛结构动力分析时,必须要考虑水箱结构的影响,研究其动力特性。本文通过振动台试验测试了水箱中液体的动水压和波高衰减数据,计算求得液体的晃动频率和阻尼比,并将试验结果与数值分析、等效模型理论计算结果进行比较。研究表明:采用的数值分析和等效模型理论方法能够较好地模拟试验结果,可被用来分析PCS水箱液体晃动动力特性,通过对比验证了试验测试方法的准确性以及等效模型计算方法的实用性。 展开更多
关键词 核电厂 冷却水箱 动力特性 等效模型 晃动频率 阻尼比 非能动安全壳冷却系统
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非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价 被引量：8
5
作者 李军 李晓明 +1 位作者 喻新利 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1021-1027,共7页
非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明:PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。 展开更多
关键词 非能动安全壳热量导出系统 可靠性 概率安全分析
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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量：8
6
作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页
本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多
关键词 自然循环 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性
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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7
7
作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析
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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究 被引量：7
8
作者 黄代顺 蒋孝蔚 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期188-191,195,共5页
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建... 利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝 蒸发
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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究
9
作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页
为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性
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PCS内部换热器外低浓度氢气燃烧及其影响分析
10
作者 张东 丁铭 +2 位作者 邵晓宙 郝晓华 李龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1540-1547,共8页
为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明... 为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明了选用燃烧模型的正确。选取经验证的氢气燃烧模型对氢气浓度为8%、10%、12%分别进行分析,得到PCS内部换热器换热管表面的最高温度及最大压力分别为676 K与1.95 MPa,并利用得到的温度、压力载荷对PCS内部换热器进行应力分析,按照ASME规范第Ⅲ卷第1分卷NC分册、第1分篇附录进行应力评定校核,结果表明应力水平满足标准的要求。本文研究结果表明,在严重事故下安全壳内浓度为12%的氢气燃烧后不影响PCS内部换热器的安全使用。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 内部换热器 氢气燃烧 应力分析
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华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究 被引量：6
11
作者 李军 郭强 +3 位作者 李晓明 喻鹏 元一单 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期992-999,共8页
华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计... 华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 展开更多
关键词 热分层 水箱 非能动安全壳冷却系统 华龙一号 CFD
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非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究
12
作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页
拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况
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“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究
13
作者 雷宁博 石雪垚 《应用科技》 CAS 2024年第1期65-69,共5页
“华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结... “华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则,研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)作用下的安全壳内氢气浓度分布,分析了PCS对严重事故后氢气风险的影响。研究结果可为“华龙一号”严重事故管理措施的有效性论证提供支持。 展开更多
关键词 华龙一号 非能动安全壳热量导出系统 严重事故 氢气风险 消氢系统 夏皮洛图 快燃区 慢燃区
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基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究
14
作者 李丽娟 于沛 +1 位作者 丁铭 孙中宁 《应用科技》 CAS 2024年第1期70-75,共6页
“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同... “华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。 展开更多
关键词 华龙一号 玲龙一号 非能动安全壳热量导出系统 综合性能实验 对比分析 水箱水位影响 阻力影响 系统备用状态 优化建议
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失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性 被引量：1
15
作者 初炜钰 丛继东 +2 位作者 李文涛 张楠 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1104-1111,共8页
为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。 展开更多
关键词 失水事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 不凝结气体 壳内流场
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采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究 被引量：5
16
作者 陶俊 程诚 +2 位作者 谢小飞 梁潇 陈军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1423-1430,共8页
非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 分离式热管 自然循环 充液率 冷热芯位差
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非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究 被引量：5
17
作者 郭建娣 韩伟实 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2009-2013,共5页
本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析... 本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明:适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 辐射换热 自然对流 FLUENT
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非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究 被引量：5
18
作者 蒋孝蔚 余红星 +1 位作者 孙玉发 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期118-123,共6页
安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM... 安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 冷凝 蒸发 扩散层模型
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非能动安全壳冷却系统水分配装置设计 被引量：3
19
作者 张廷祥 唐宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期103-106,共4页
非能动安全壳冷却系统(PCCS)水分配装置是PCCS的重要组成部分,也是系统功能能否实现的关键。本文简要介绍了水分配装置的功用、设计原则、结构设计和设计特点。
关键词 非能动安全壳冷却系统 水分配装置 设计 非能动安全系统
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安全壳非能动热阱系统研究
20
作者 盛美玲 张欣 +1 位作者 梁潇 丘锦萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1928-1937,共10页
为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统... 为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。 展开更多
关键词 安全壳非能动热阱 非能动安全壳热量导出系统 设计基准事故 冰
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