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小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析 被引量：1
1
作者 董博通 肖瑶 +5 位作者 李俊龙 徐子伊 刘茂龙 刘利民 傅俊森 顾汉洋 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期109-115,共7页
为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开... 为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器(Steam Generator,SG)一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。 展开更多
关键词 小型堆 自然循环 非能动 余热排出系统 RELAP5
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安全分析程序SAC-PREARS的开发
2
作者 廖义香 张文星 +1 位作者 贾斗南 于涛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第4期384-386,共3页
介绍了SAC-PREARS程序的基本数学模型。利用MISAP程序和通用程序TRAC-PF1对SAC-PREARS计算结果进行了验证。结果表明:SAC-PREARS程序能够有效地计算和分析核供热堆PRHRS的稳态和瞬态热工水力特性。
关键词 核供热堆 自然循环 余热排除系统 安全分析
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AC600二次侧非能动系统余热排出特性研究 被引量：9
3
作者 陈炳德 肖泽军 卓文彬 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第1期17-21,共5页
余热排出实验共获得１６６组稳态实验数据．数据表明，在本参数范围内，当气温为６－２３℃、冷热芯高差１１ｍ时，只要风速不小于１．５ｍ／ｓ，即可通过自然循环流动带走堆芯衰变功率．风速、功率和阀门开度的快速变化扰动对系统的稳... 余热排出实验共获得１６６组稳态实验数据．数据表明，在本参数范围内，当气温为６－２３℃、冷热芯高差１１ｍ时，只要风速不小于１．５ｍ／ｓ，即可通过自然循环流动带走堆芯衰变功率．风速、功率和阀门开度的快速变化扰动对系统的稳定运行无大的影响，即系统运行对这些快速小扰动有一定的“容忍性”．通过引入系统特征参数建立了分析模型，本文得出含经验系数的自然循环流量等半经验公式．与实验数据比较，９８．８％的数据点偏差小于±１５％． 展开更多
关键词 非能动 余热排出系统 自然循环 堆芯
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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 被引量：12
4
作者 于雷 谢海燕 蔡章生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第3期233-243,272,共12页
利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP... 利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 自然循环 RELAP5/MOD3.2程序 原理性试验 运行特性分析
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先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析 被引量：10
5
作者 沈瑾 江光明 +1 位作者 唐钢 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期87-90,共4页
采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设... 采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。 展开更多
关键词 先进堆 非能动余热排出系统 全厂断电事故 自然循环
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中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究 被引量：7
6
作者 肖泽军 卓文彬 +2 位作者 陈炳德 贾斗南 周连帮 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期436-442,共7页
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相... 系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。 展开更多
关键词 中国先进压水堆 非能动余热排出系统 稳态特性
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GO-FLOW法在压水堆余热排出系统可靠性分析中的应用 被引量：9
7
作者 黄涛 蔡琦 +1 位作者 赵新文 尚彦龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第4期55-58,共4页
建立了压水堆余热排出系统的GO-FLOW图。根据GO-FLOW运算法则精确计算出系统在不同时间点的成功概率。结果表明,GO-FLOW法能计算有时序、多状态系统的可靠性,是一种有效、直观、精确的系统可靠性分析方法。
关键词 GO-FLOW法 压水堆 余热排出系统 可靠性
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RELAP5程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计的初步评价 被引量：9
8
作者 熊万玉 宫厚军 +2 位作者 郗昭 卓文彬 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期143-146,共4页
应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸... 应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸腾,池式沸腾换热占主导地位,程序计算结果与实验结果较吻合,RELAP5/MOD3.3程序基本适用于二次侧非能动余热排出系统的稳态运行特性分析。 展开更多
关键词 非能动 余热排出系统 热工水力 RELAP5
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二次侧非能动余热排出系统实验研究 被引量：8
9
作者 郗昭 熊万玉 +3 位作者 谢峰 宫厚军 卓文彬 李朋洲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期1-3,共3页
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5... 利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。 展开更多
关键词 非能动 余热排出系统 三代核电非能动余热排出实验装置 华龙1号
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压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨 被引量：5
10
作者 依岩 柴国旱 张和林 《核安全》 2006年第1期48-52,共5页
针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性。
关键词 余热排出系统 压水堆 单一故障准则
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非能动安全系统可靠性评估方法初步研究 被引量：7
11
作者 黄昌蕃 匡波 《核安全》 2012年第1期35-41,F0003,共8页
非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热... 非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。 展开更多
关键词 非能动系统 非能动余热排出系统 可靠性评估
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AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析 被引量：7
12
作者 莫小锦 庄亚平 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期309-313,共5页
使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水... 使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。 展开更多
关键词 主给水管道断裂事故 非能动余热排出系统 事故分析 AP1000
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 被引量：7
13
作者 王宝生 王冬青 +2 位作者 董化平 姜晶 张建民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1514-1521,共8页
在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果... 在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。 展开更多
关键词 APlOOO 非能动余热排出系统 自然循环 全厂断电 瞬态分析
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中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究 被引量：6
14
作者 肖泽军 卓文彬 +1 位作者 陈炳德 贾斗南 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期548-553,共6页
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷... 系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。 展开更多
关键词 中国先进压水堆 非能动余热排出系统 瞬态特性研究
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新型兆瓦级紧凑核动力装置的非能动余热排出系统设计分析
15
作者 袁乐齐 吴和鑫 +1 位作者 苟军利 单建强 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期115-123,共9页
热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的... 热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析,使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明:热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度,围板进出口宽度几乎不影响换热能力,而延长围板下部不利于自然循环;3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率,并在5~25℃的环境温度下均可正常工作。 展开更多
关键词 热管堆 无人潜航器 非能动余热排出系统 高温热管 数值模拟
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“华龙一号”余热排出系统氧化运行期间对周边区域的影响分析
16
作者 李明 石生春 +2 位作者 庞宗柱 刘宇 蒋颜蔓 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期403-409,共7页
余热排出系统的辐射水平在机组停堆过程中会明显变化,氧化运行期间达到停堆峰值,对周边区域产生影响。对“华龙一号”余热排出系统停堆峰值时刻周边区域的辐射水平进行了计算,对比运行电厂实测最大值,综合分析给出了余热排出系统对周边... 余热排出系统的辐射水平在机组停堆过程中会明显变化,氧化运行期间达到停堆峰值,对周边区域产生影响。对“华龙一号”余热排出系统停堆峰值时刻周边区域的辐射水平进行了计算,对比运行电厂实测最大值,综合分析给出了余热排出系统对周边区域辐射水平的影响,同时提出了相应的优化建议。 展开更多
关键词 “华龙一号” 余热排出系统 氧化运行 停堆峰值
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HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点 被引量：6
17
作者 李怀萱 张亚军 李仲三 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期99-101,共3页
１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热，排除了系统对外界动力的依赖性，余热最终经空气冷却器... １０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热，排除了系统对外界动力的依赖性，余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量，构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案，并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期，而且使系统的可靠性得以提高。 展开更多
关键词 高温气冷堆 一回路舱室 冷却系统
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采用热管实现池式供热堆非能动余热导出的试验研究
18
作者 吕军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期79-83,共5页
为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。... 为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。研究结果表明,采用低温热管能够实现池式供热堆水池热量向环境大气的非能动导出功能。本研究成果为池式供热堆工程化设计提供了重要支撑。 展开更多
关键词 池式供热堆 非能动余热导出系统 热管技术
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非能动余热排出系统空冷器设计研究 被引量：2
19
作者 王晓丁 奉策强 +4 位作者 郭正荣 古莉 刘玉姗 张玉祯 刘艳芳 《化工设备与管道》 CAS 北大核心 2023年第4期48-54,共7页
总结并讨论了核电非能动余热排出系统中空冷器的设计方法。分析表明,铝翅片比钢翅片的传热性能更高,经济性更好,设计时应当优先考虑。但核级空冷器在高温条件下运行较为普遍且自然循环驱动力更大,因此在铝翅片不适用的情况下,采用翅片... 总结并讨论了核电非能动余热排出系统中空冷器的设计方法。分析表明,铝翅片比钢翅片的传热性能更高,经济性更好,设计时应当优先考虑。但核级空冷器在高温条件下运行较为普遍且自然循环驱动力更大,因此在铝翅片不适用的情况下,采用翅片效率较低但许用温度更高的钢翅片也能满足设计要求,并且迎面风速同样能控制在1m/s以上。此外,为了准确掌握空冷器在余热载出过程中随堆芯衰变热变化而呈现出的不同传热和阻力特性,有必要开展中、低流量下的热工水力试验研究。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 空冷器 自然循环 翅片管传热
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摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析 被引量：6
20
作者 程坤 谭思超 +3 位作者 何川 马小雅 刘建昌 杨江 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1989-1996,共8页
为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双... 为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。 展开更多
关键词 海上浮动堆 非能动余热排出系统 全厂断电 海洋条件
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