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高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析
1
作者
秦亥琦
李晓伟
+3 位作者
柳雄斌
张丽
吴莘馨
郑艳华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期225-233,共9页
非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD...
非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。
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关键词
模块式球床高温气冷堆
非能动
舱室冷却系统
水冷壁
排热功率
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职称材料
高温气冷堆事故工况下舱室冷却系统排热性能分析
2
作者
秦亥琦
李晓伟
+3 位作者
张丽
柳雄斌
郑艳华
吴莘馨
《原子能科学技术》
2025年第4期838-845,共8页
舱室冷却系统(RCCS)是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,预测事故工况下混凝土温度分布对于核安全具有重要意义。本文依托HTR-PM事故分析,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例二维辐射传热及对流换热模拟。结果显...
舱室冷却系统(RCCS)是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,预测事故工况下混凝土温度分布对于核安全具有重要意义。本文依托HTR-PM事故分析,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例二维辐射传热及对流换热模拟。结果显示:RCCS具备充分的排热能力以实现反应堆舱室的有效冷却,在严重事故工况下,混凝土最高温度约为111℃,远低于设计限值;事故引起的舱室内热扰动穿透混凝土所需时间约为48 h,混凝土内部温度分布在约120 h后趋于稳定;给出了混凝土内、外壁面换热量分布。本文结果可为RCCS设计、高温气冷堆事故分析提供参考。
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关键词
球床模块式高温气冷堆
舱室冷却系统
混凝土
排热性能
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职称材料
题名
高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析
1
作者
秦亥琦
李晓伟
柳雄斌
张丽
吴莘馨
郑艳华
机构
清华大学核能与新能源技术研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期225-233,共9页
基金
国家重点研发计划(2020YFB1901600)
国家自然科学基金(51576103)
国家科技重大专项(ZX06901)。
文摘
非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。
关键词
模块式球床高温气冷堆
非能动
舱室冷却系统
水冷壁
排热功率
Keywords
high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module
passive reactor cavity cooling system
water-cooling wall
heat removal power
分类号
TL352.1 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
高温气冷堆事故工况下舱室冷却系统排热性能分析
2
作者
秦亥琦
李晓伟
张丽
柳雄斌
郑艳华
吴莘馨
机构
清华大学核能与新能源技术研究院
出处
《原子能科学技术》
2025年第4期838-845,共8页
基金
国家重点研发计划(2020YFB1901600)
国家自然科学基金(51576103)
国家科技重大专项(ZX06901)。
文摘
舱室冷却系统(RCCS)是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,预测事故工况下混凝土温度分布对于核安全具有重要意义。本文依托HTR-PM事故分析,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例二维辐射传热及对流换热模拟。结果显示:RCCS具备充分的排热能力以实现反应堆舱室的有效冷却,在严重事故工况下,混凝土最高温度约为111℃,远低于设计限值;事故引起的舱室内热扰动穿透混凝土所需时间约为48 h,混凝土内部温度分布在约120 h后趋于稳定;给出了混凝土内、外壁面换热量分布。本文结果可为RCCS设计、高温气冷堆事故分析提供参考。
关键词
球床模块式高温气冷堆
舱室冷却系统
混凝土
排热性能
Keywords
high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module
reactor cavity cooling system
concrete
heat removal performance
分类号
TL352.1 [核科学技术]
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职称材料
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出处
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1
高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析
秦亥琦
李晓伟
柳雄斌
张丽
吴莘馨
郑艳华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023
0
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职称材料
2
高温气冷堆事故工况下舱室冷却系统排热性能分析
秦亥琦
李晓伟
张丽
柳雄斌
郑艳华
吴莘馨
《原子能科学技术》
2025
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