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静止和摇摆条件下浮动式核电站一二回路PRHRS特性分析 被引量：1
1
作者 马翊超 尹莎莎 +3 位作者 章静 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1085-1093,共9页
浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统(PRHRS)可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动... 浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统(PRHRS)可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 浮动式核电站 摇摆条件 全厂断电事故
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池式非能动余热排出系统热工水力分析的系统程序改进及验证
2
作者 连强 朱隆祥 +3 位作者 唐思邈 黄涛 张勇 潘良明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期858-866,共9页
福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于... 福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于缺乏针对性的池式热交换器模型,RELAP5程序低估了池式PRHRS的换热功率及系统流量。因此本文根据池式热交换器工作条件选用棒束池式沸腾换热模型及大管径管内冷凝换热模型,在RELAP5程序中植入了池式热交换器模型,针对两种换热模型分别进行了分离效应验证。基于应急工况池式能量排出系统(PERSTO)实验台架分析了节点划分方式对池式PRHRS热工水力行为的影响,对比了改进程序及原始程序对整体性实验台架系统瞬态参数的模拟能力。经过分离效应验证和整体效应验证,确认了改进程序在池式PRHRS热工水力分析中的有效性。 展开更多
关键词 池式非能动余热排出系统 热工水力 系统程序改进 节点划分方式 模型验证
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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
3
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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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究 被引量：1
4
作者 隋丹婷 张浩宇 +3 位作者 樊芮伶 陆道纲 张钰浩 于倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1633-1643,共11页
本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。 展开更多
关键词 AP1000内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 缩比实验 RELAP5 COSINE
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海洋核动力平台PRHR HX管内蒸汽冷凝换热特性分析
5
作者 李鹏拯 李勇全 +5 位作者 朱东保 田春平 刘少有 王玉成 王成 王春旭 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2023年第3期237-244,共8页
[目的]旨在探究非能动余热排出换热器(PRHR HX)管内饱和蒸汽冷凝传热特性,为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供支撑。[方法]通过搭建的功率比1∶50的试验装置,使用分离热阻法处理试验结果,对PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热特性进行分... [目的]旨在探究非能动余热排出换热器(PRHR HX)管内饱和蒸汽冷凝传热特性,为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供支撑。[方法]通过搭建的功率比1∶50的试验装置,使用分离热阻法处理试验结果,对PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热特性进行分析。[结果]在试验参数范围内,PRHR HX管内主要以分层流或波状流-环状流-波状流流型存在,该管内凝液流动存在由层流到湍流的转捩过程;管内饱和蒸汽冷凝换热系数随压力升高而增大;在压力为0.52 MPa时,换热器内蒸汽流速最大值约为6.72 m/s,当压力大于0.52 MPa后,蒸汽流速反而逐渐减小;所提PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热系数计算关系式与试验结果吻合良好,其计算值与试验值的相对误差在±8%以内。[结论]研究结果可为海洋核动力平台及类似应用对象非能动安全系统PRHR HX设计和优化提供参考。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 非能动余热排出换热器 冷凝 蒸汽
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全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析
6
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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绕丝棒束组件过渡流摩擦阻力实验研究
7
作者 李虹锐 薛秀丽 +2 位作者 周志伟 曾泽华 罗锐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1825-1832,共8页
绕丝棒束组件低流速下摩擦阻力是钠冷快堆堆芯热工水力研究的重点内容之一。通过对现有组件摩擦阻力系数公式应用于过渡流存在的问题、现有组件摩擦阻力实验在低流速时出现的不同摩擦阻力特性的分析讨论,以及对一个37棒组件低流速摩擦... 绕丝棒束组件低流速下摩擦阻力是钠冷快堆堆芯热工水力研究的重点内容之一。通过对现有组件摩擦阻力系数公式应用于过渡流存在的问题、现有组件摩擦阻力实验在低流速时出现的不同摩擦阻力特性的分析讨论,以及对一个37棒组件低流速摩擦阻力的实验研究,提出了组件内流动的转捩特性和提高经验公式在低流速时计算准确性的有效策略。研究结果表明:绕丝棒束组件内流动转捩并不是同时发生,而是在部分子通道的局部先发生,随着流速的增加扩散到整个组件,只有当一定数量子通道都发生转捩时,棒束的平均摩擦阻力才会显著增加。绕丝棒束组件摩擦阻力系数公式应尽可能使用小的层流向过渡流转捩的临界Re和插值指数,使公式尽早开始转捩,并平滑向过渡流过渡。 展开更多
关键词 绕丝棒束 摩擦阻力 层流 过渡流 非能动余热排出
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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
8
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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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 被引量：20
9
作者 袁添鸿 于雷 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流
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采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 被引量：6
10
作者 于雷 谢海燕 +1 位作者 桂学文 蔡章生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第8期678-684,共7页
利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换... 利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。 展开更多
关键词 非能动余热排出 RELAP5程序 凝结换热 原理性实验
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非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究 被引量：7
11
作者 李勇 阎昌琪 +1 位作者 孙福荣 孙立成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期931-936,共6页
以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热... 以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 欠热沸腾
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摇摆条件下非能动余热排出系统的实验研究 被引量：7
12
作者 鄢炳火 李勇全 于雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期123-126,共4页
在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆... 在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆振幅和周期的简单函数。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,用漂移流模型代替两流体模型,通过修正混合物动量方程、提升压降、冷凝传热关系式和添加矩阵求逆模块研制了摇摆条件下非能动余热排出系统的计算分析软件。对实验进行了数值模拟,结果与实验比较吻合。 展开更多
关键词 摇摆 非能动余热排出系统 试验研究 数值模拟
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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术 被引量：8
13
作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《压力容器》 2016年第1期74-78,共5页
通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证... 通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证堆焊效率,又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。为第三代核电AP1000技术在我国的推广应用提供制造经验。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管板 堆焊
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AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析 被引量：2
14
作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1456-1461,共6页
针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得... 针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出系统 误开启 自然循环 RETAC-prhrs
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以R134a为工质的乏燃料池非能动冷却热管实验研究 被引量：3
15
作者 王明路 熊珍琴 +2 位作者 顾汉洋 叶成 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2230-2235,共6页
随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段... 随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段内部温度分布特性,以及热源温度和冷凝段外风速对热管工作温度、换热量、换热系数和循环流量的影响。热管蒸发段内R134a经历过冷、两相和过热状态,其中两相区域较长,达6.6m,因而具有较好的换热能力,在所研究的工况下换热量最高达21kW。参数敏感性分析表明,热源入口温度和冷凝段风速的增大能促进热管的换热性能,特别是热源入口温度的影响更显著。冷凝段风速较小时,其对换热量的影响较为显著,然而随空气速度的增加,影响降低。此外,依据试验数据拟合得到了换热量与冷热源温差的经验关系式,能在工程应用中快速预测热管的性能。 展开更多
关键词 非能动余热排出 分离式热管 换热特性 实验研究 R134A
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水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析 被引量：4
16
作者 周响 王学生 +1 位作者 门启明 孟祥宇 《华东理工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期118-124,共7页
为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解... 为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解与实验值最为接近,误差为0.35%;由McAdams公式计算得到的管外自然对流传热系数理论解与实验值最为接近,水平段和竖直段误差分别为0.55%和3.28%。明确了最适合管内、管外对流的传热计算公式分别为Dittus-Boelter公式和McAdams公式。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 传热 水箱
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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
17
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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摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究 被引量：4
18
作者 李勇全 鄢炳火 于雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期222-226,共5页
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆... 在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆周期一致,摇摆幅度越大,各主要参数波动越剧烈;凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同,冷却水进出口温差平均值有所差异,但其波动幅度却相差不大。蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。附加压降会使流速不断变化,但不会对平均流速产生影响,平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 摇摆 试验研究
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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
19
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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欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟 被引量：2
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作者 李伟卿 赵民富 +2 位作者 段明慧 陈玉宙 王含 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1410-1415,共6页
针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,... 针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 传热模型 AP1000
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