上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响

1

作者 谢菲 陈志鹏 +1 位作者 李金才 解衡 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期327-331,共5页

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负... 以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况，研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明：在安全阀误开启、堆外断管事故中，堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大；而在负荷跟踪瞬态工况中，上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高，从而影响反应堆安全。因此，在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下，确定上部气空间的合理体积范围为1-2m^3。 展开更多

关键词 一体化自然循环核供热堆 气空间 事故分析

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一体化核供热堆Ⅱ型主回路单相自然循环实验比例分析与设计 被引量：4

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作者 刘洋 贾海军 吴磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期788-791,共4页

小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-... 小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项)。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1:1,平均表面热流密度比例为1:1,流道面积比例为1:210。 展开更多

关键词 核供热堆 自然循环 比例分析

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一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析 被引量：9

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作者 李卫华 张亚军 +1 位作者 郭吉林 郑文祥 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期215-218,共4页

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200)。本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特... 在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200)。本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性。NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽。NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化。 展开更多

关键词 核供热堆Ⅱ 一体化 海水淡化 汽水联供

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一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究 被引量：9

4

作者 任成 杨星团 +1 位作者 刘志勇 姜胜耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期173-178,共6页

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率... 在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。 展开更多

关键词 自然循环 一体化小型堆 稳态特性

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破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响

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作者 博金海 张佑杰 +1 位作者 王飞 姜胜耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第5期413-417,共5页

为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系... 为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。 展开更多

关键词 核供热堆 失水事故 自然循环 断流 安全 破口

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5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

6

作者 姜胜耀 吴莘馨 +1 位作者 张佑杰 博金海 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第2期107-115,共9页

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区... 实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区，饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程，得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布，系统循环流量及流动稳定性都有很大影响，且系统压力越低，过冷沸腾及闪蒸的影响越大；在相当宽的两相流动条件下，加热段中只发生过冷沸腾；揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。 展开更多

关键词 自然循环 两相流 流动不稳定性 核供热堆

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DHR-400自然循环瓣阀基准性能试验研究

7

作者 于松 周平 +9 位作者 程道喜 翟伟明 马晓瑶 李睿之 邢明迪 高伟龙 戈光远 张学锋 齐晓光 柴宝华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期168-175,共8页

自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验... 自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验结果表明,自然循环瓣阀的性能受射流和压差的影响,其中射流量是影响瓣阀关闭的主要因素,而压差是影响瓣阀开启的主要因素。当自然循环瓣阀只依靠射流或压差控制关闭和开启时,获得其关闭临界射流量约为41.6 kg/s、开启临界射流量约为39.2 kg/s、开启临界压差约为0.87 kPa,而不能通过压差驱动闭合。此外测量了自然循环瓣阀不同关闭工况的漏流量,验证了瓣阀较好的密封性。本研究得到的试验结果可为自然循环瓣阀的工程设计和优化提供参考和数据基础。 展开更多

关键词 深水池式低温供热堆 自然循环瓣阀 射流量 压差 漏流量

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DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析 被引量：6

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作者 岳芷廷 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 邹佳讯 李杨柳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1834-1839,共6页

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具... DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。 展开更多

关键词 池式低温供热堆 RELAP5程序 非能动 自然循环 瓣阀

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池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算 被引量：2

9

作者 周寅鹏 张金山 +7 位作者 衣大勇 范月容 姚成志 石辰蕾 郭志家 彭朝晖 柯国土 刘兴民 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期517-520,共4页

自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路... 自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。 展开更多

关键词 低温供热堆 自然循环 阀门

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池式低温供热堆非能动余热排出系统单相自然循环流动与传热实验研究 被引量：2

10

作者 徐浚修 范广铭 +3 位作者 侯明文 丁铭 岳芷廷 阎昌琪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2438-2449,共12页

针对池式低温供热堆低压低温的特点,采用H2TS(hierarchical two-tiered scaling)比例分析方法设计了池式低温供热堆非能动余热排出系统的单相自然循环实验系统,并开展了非能动余热排出系统单相自然循环的流动与传热特性的实验研究。研... 针对池式低温供热堆低压低温的特点,采用H2TS(hierarchical two-tiered scaling)比例分析方法设计了池式低温供热堆非能动余热排出系统的单相自然循环实验系统,并开展了非能动余热排出系统单相自然循环的流动与传热特性的实验研究。研究结果表明,通过H2TS比例分析方法设计的实验系统能达到设计的排热功率,冷热源之间的温差为54℃,此方法适用于低温差下的单相自然循环系统的设计。系统在启动过程中存在流量振荡,随着系统的运行能逐渐稳定。边界温度主要影响系统的换热功率和达到稳定的时间。对于非能动余热排出系统池水换热器管束的这种既不是定热流也不是定壁温边界,采用对流传热温差作为Gr的参数更为合适。根据实验数据拟合得到适用范围为RaD D/L<2.34×10^(4)的管束外自然对流传热关联式,其误差范围在-17%~15%之内。本研究得到的无量纲相似准则集团和实验研究结果可为工程设计提供依据和数据基础。 展开更多

关键词 单相自然循环 自然对流 比例分析 池式低温供热堆 低温差

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核供热堆主换热器的设计研究 被引量：2

11

作者 厉日竹 李笑天 傅激扬 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 2000年第1期96-98,共3页

描述了核供热堆主换热器的研究和发展现状。在大庆200MW核供热堆主换热器的基础上,把连续翅片加装在传热管束的外侧,大大提高了传热系数,从而设计了一种紧凑高效的主换热器。

关键词 核供热堆 主换热器 传热系数 自然循环 回路设计

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200MW核供热堆余热排出系统排热能力及其影响因素分析

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作者 廖义香 秋穗正 +1 位作者 郭玉君 贾斗南 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第5期436-440,共5页

运用一维流体动力学模型对 2 0 0MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟 ,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明 :余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素 。

关键词 核供热堆 余热排出系统 自然循环 排热能力 数值计算

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自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究 被引量：2

13

作者 王岩 解衡 谢菲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期769-775,共7页

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有... 破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 展开更多

关键词 自然循环 失水事故 非能动安全 核供热堆

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摇摆运动下单相自然循环核热耦合特性研究

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作者 张连胜 张红岩 +3 位作者 谭思超 张文超 高璞珍 张虹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1740-1744,共5页

采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型,开发了核反馈模拟模块,并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并,基于Matlab软件编制了相应的计算程序,实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明:摇摆... 采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型,开发了核反馈模拟模块,并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并,基于Matlab软件编制了相应的计算程序,实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明:摇摆条件下,与不考虑核反馈相比,考虑核反馈后核热耦合效应使系统流量降低,系统功率产生波动;系统功率的平均值随摇摆频率及振幅的增大而降低,而系统功率的振幅则随摇摆周期及振幅的增大而增大。核热耦合效应使燃料元件温度的波动振幅减小,起到了抑制燃料温度波动的作用。 展开更多

关键词 摇摆 自然循环 核热耦合 点堆方程

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49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析 被引量：8

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作者 岳芷廷 刘兴民 +3 位作者 郭春秋 邹佳讯 尹皓 张焱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第8期1426-1432,共7页

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温... 针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。 展开更多

关键词 泳池堆 RELAP5程序 低温供热堆 自然循环 全厂断电叠加紧急停堆系统失效

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两相自然循环流动第1类密度波不稳定性的理论研究 被引量：3

16

作者 苏光辉 郭玉君 +3 位作者 张金玲 秋穗正 贾斗南 喻真烷 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期56-59,共4页

针对自然循环回路建立了一套完整的数学物理模型，对第１类密度波不稳定性进行了理论计算，并与实验工况进行了比较，二者符合很好．通过计算得到了５ＭＷ低温供热堆发生第１类密度波不稳定性的边界．

关键词 两相流动 自然循环 密度波 不稳定性 供热堆

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低压低干度自然循环汽水两相流流量振荡特性 被引量：1

17

作者 吴少融 贾海军 +4 位作者 李怀萱 王宁 姜胜耀 张佑杰 姚思民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第1期22-27,共6页

实验研究了低压低干度汽水两相混合物在自然循环条件下产生密度波不稳定性时的流量振荡特性。实验在大型热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００上以水为工质进行，压力为１．０—４．０ＭＰａ，加热功率为２７—１９０ｋＷ，人口欠热度为... 实验研究了低压低干度汽水两相混合物在自然循环条件下产生密度波不稳定性时的流量振荡特性。实验在大型热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００上以水为工质进行，压力为１．０—４．０ＭＰａ，加热功率为２７—１９０ｋＷ，人口欠热度为５—８０℃，加热段出口质量含汽率小于５％。实验参数范围包括了２００ＭＷ核供热堆微沸腾工况运行的参数。获得了有关自然循环流量振荡模式、相对振幅、振荡周期等振荡特性参数随系统压力。 展开更多

关键词 核供热堆 自然循环 两相流 流动稳定性 振荡特性

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自然循环流量漂移伴随动态振荡的机理分析 被引量：1

18

作者 杨星团 姜胜耀 张佑杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第6期508-513,共6页

在 5MW核供热堆试验回路HRTL 5上观察到了一定条件下系统发生的静态流量漂移并同时伴随动态流量振荡的现象。本文在实验基础上 ,研究了流量漂移的发生、发展和向动态振荡演变的过程 ,以及欠热沸腾、冷凝、闪蒸在此过程中的作用机理。分... 在 5MW核供热堆试验回路HRTL 5上观察到了一定条件下系统发生的静态流量漂移并同时伴随动态流量振荡的现象。本文在实验基础上 ,研究了流量漂移的发生、发展和向动态振荡演变的过程 ,以及欠热沸腾、冷凝、闪蒸在此过程中的作用机理。分析结果表明 :1 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡可发生在静态漂移过程中 ;2 )在流量漂移的过程中 ,先是欠热沸腾和冷凝占主导地位 ,然后渐变为闪蒸占主导地位 ,最终表现为自持振荡形式 ;3)最终的自持振荡主要表现为密度波振荡 ,又具备喷泉不稳定的特征。 展开更多

关键词 动态振荡 流量漂移 自然循环 核供热堆 流动稳定性

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低压低干度自然循环流量漂移分析 被引量：1

19

作者 杨星团 姜胜耀 张佑杰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第1期1-6,共6页

在 5MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL 5上进行的实验中 ,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时 ,伴随动态流量振荡。本文总结了HRTL 5模拟试验回路上的实验研究结果 ,分析了低压低干度自然循环系统的特点、欠热沸腾和... 在 5MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL 5上进行的实验中 ,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时 ,伴随动态流量振荡。本文总结了HRTL 5模拟试验回路上的实验研究结果 ,分析了低压低干度自然循环系统的特点、欠热沸腾和闪蒸的作用机理 ,较完整地描述了自然循环流量漂移的整个过程。分析结果表明 :1 )在自然循环系统中 ,欠热沸腾和闪蒸对流动稳定性具有重要作用 ;2 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡也可以发生在静态流量漂移过程中 ;3 )在静态流量漂移的发生、发展并向动态振荡转变的过程中 ,先是欠热沸腾占主导地位 ,然后逐渐转变为闪蒸占主导地位 ,最后主要表现为密度波振荡的形式。自然循环流量漂移对 5MW堆的设计、安全分析以及升级开发具有重要价值。 展开更多

关键词 流量漂移 闪蒸 自然循环 核供热堆 HRTL-S 欠热沸腾 实验回路 流动特性

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自然循环系统热工水力学特性的均相模型分析

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作者 贾海军 SONGJinho 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第3期274-278,共5页

在低压低干度汽水两相流稳定性实验研究的基础上 ,建立了对 2 0 0MW核供热堆热工水力学实验回路HRTL 2 0 0进行分析计算的均相模型。稳态流动特性和密度波振荡特性的分析结果表明 :均相模型获得的稳态流量分析结果大于实验值 ;均相模... 在低压低干度汽水两相流稳定性实验研究的基础上 ,建立了对 2 0 0MW核供热堆热工水力学实验回路HRTL 2 0 0进行分析计算的均相模型。稳态流动特性和密度波振荡特性的分析结果表明 :均相模型获得的稳态流量分析结果大于实验值 ;均相模型虽能得到高干度和低干度两个密度波振荡区域 ,但在低干度区域 ,不考虑过冷沸腾区时 。 展开更多

关键词 均相模型 核供热堆 热工水力学特性 自然循环

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