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池式夹带高速区试验研究
被引量：
3
1
作者
张鹏
李纬
+6 位作者
邸智
胡啸
张蕾
邹亚亨
陈炼
常华健
陈培培
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第12期2188-2193,共6页
发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模...
发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大，导致该区的模型并不完善。本文介绍空气‐水的池式夹带高速区试验，试验本体参考AP1000原型参数，本体内径为380mm，高为2.2m，由透明材料制作，供气流速为0.98～5.41m／s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据，发展了现有的池式夹带高速区模型，并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。
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关键词
池式夹带
热工水力学试验
反应堆安全分析
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职称材料
题名
池式夹带高速区试验研究
被引量：
3
1
作者
张鹏
李纬
邸智
胡啸
张蕾
邹亚亨
陈炼
常华健
陈培培
机构
国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
清华大学
国家电力投资集团海外投资公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第12期2188-2193,共6页
基金
大型先进压水堆核电站重大专项资助项目(2011ZX06004-007)
文摘
发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大，导致该区的模型并不完善。本文介绍空气‐水的池式夹带高速区试验，试验本体参考AP1000原型参数，本体内径为380mm，高为2.2m，由透明材料制作，供气流速为0.98～5.41m／s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据，发展了现有的池式夹带高速区模型，并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。
关键词
池式夹带
热工水力学试验
反应堆安全分析
Keywords
pool entrainment
thermal-hydraulic experiment
reactor safety analysis
分类号
TL333 [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
池式夹带高速区试验研究
张鹏
李纬
邸智
胡啸
张蕾
邹亚亨
陈炼
常华健
陈培培
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016
3
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