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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
1
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。
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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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职称材料
题名
采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究
被引量:
5
1
作者
陶俊
程诚
谢小飞
梁潇
陈军
机构
华龙国际核电技术有限公司
中广核研究院有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第8期1423-1430,共8页
文摘
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。
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
Keywords
passive
containment
cooling
system
separated
heat
pipe
natural
circulation
fluid
filling
rate
height
difference
between
hot
and
cold
cores
分类号
TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究
陶俊
程诚
谢小飞
梁潇
陈军
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
5
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