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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: 1; 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... 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; 在线阅读下载PDF 职称材料

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述被引量：1: 2; 作者陆道纲张钰浩 +4 位作者李向宾周世梁曹琼隋丹婷王汉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页; 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 展开更多; 关键词内置换料水箱非能动余热排出热交换器第1~3级自动降压系统传热特性综述; 在线阅读下载PDF 职称材料

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究: 3; 作者刘宇生刘希瑞 +2 位作者杜为安乔雪冬谭思超《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1000-1006,共7页; 以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。... 展开更多; 关键词安全壳内置换料水箱自然对流比例分析理论模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

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... 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; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究被引量：2: 5; 作者肖三平钱辉 +1 位作者吴昊陈树山《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页; 本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有... 展开更多; 关键词安全壳内置换料水箱压力容器直接注入管线断裂低压安注; 在线阅读下载PDF 职称材料

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: 6; 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; 在线阅读下载PDF 职称材料

IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟: 7; 作者张玉黄祥明 +2 位作者张星亮关岭松宋春景《工程建设与设计》 2017年第24期65-67,共3页; 安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标... 展开更多; 关键词安全壳内置换料水箱非能动排气盖数值模拟流量; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名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: 1; 作者张钰浩陆道纲王忠毅吴广皓傅孝良杨燕华; 机构华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学北京市非能动安全重点实验室国家核电软件技术中心国家能源核电软件重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页; 基金国家科技重大专项大型先进压水堆核电站重大专项资助(2011ZX06004-024-07-03-00); 文摘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。; 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; Keywords passive residual heat removal heat exchanger in-containment refueling water storage tank natural convection pool boiling heat transfer correlation; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述被引量：1: 2; 作者陆道纲张钰浩李向宾周世梁曹琼隋丹婷王汉; 机构华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页; 基金国家科技重大专项资助项目(2017ZX06004002-006-002); 文摘第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。; 关键词内置换料水箱非能动余热排出热交换器第1~3级自动降压系统传热特性综述; Keywords in-containment refueling water storage tank passive residual heat removal heat exchanger automatic depressurization system stage 1-3 heat transfer characteristic review; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究: 3; 作者刘宇生刘希瑞杜为安乔雪冬谭思超; 机构环境保护部核与辐射安全中心哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1000-1006,共7页; 基金国家科技重大专项资助项目(2015ZX06002007-001); 文摘以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。; 关键词安全壳内置换料水箱自然对流比例分析理论模型; Keywords in-containment refueling water storage tank natural convection scaling analysis analytical model; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用] TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究被引量：1: 4; 作者隋丹婷张浩宇樊芮伶陆道纲张钰浩于倩; 机构华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1633-1643,共11页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项(2019ZX06005001)。; 文摘本文针对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。; 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; Keywords AP1000 in-containment refueling water storage tank passive residual heat removal heat exchanger scaled experiment RELAP5 COSINE; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究被引量：2: 5; 作者肖三平钱辉吴昊陈树山; 机构深圳中广核工程设计有限公司上海分公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页; 文摘本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。; 关键词安全壳内置换料水箱压力容器直接注入管线断裂低压安注; Keywords in-containment refueling water storage tank direct vessel injection line break low pressure safety injection; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名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: 6; 作者杨志超郑伟; 机构中科华核电技术研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第11期961-965,共5页; 文摘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; Keywords refueling water storage tank neglected installing siphon probabilistic safety assessment core damage frequency; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟: 7; 作者张玉黄祥明张星亮关岭松宋春景; 机构上海核工程研究设计院有限公司; 出处《工程建设与设计》 2017年第24期65-67,共3页; 文摘安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标。论文将通过排气盖样机试验和流场模拟对比分析排气盖的压差和流量性能。; 关键词安全壳内置换料水箱非能动排气盖数值模拟流量; Keywords in-containment refueling water storage tank passive vent cover numerical simulation flow; 分类号 TH445 [机械工程—机械制造及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	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	张钰浩陆道纲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	8	在线阅读下载PDF 职称材料
2	大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述	陆道纲张钰浩李向宾周世梁曹琼隋丹婷王汉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究	刘宇生刘希瑞杜为安乔雪冬谭思超	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究	隋丹婷张浩宇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	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究	肖三平钱辉吴昊陈树山	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价	杨志超郑伟	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2009	1	在线阅读下载PDF 职称材料
7	IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟	张玉黄祥明张星亮关岭松宋春景	《工程建设与设计》	2017	0	在线阅读下载PDF 职称材料