乏燃料水池的非能动冷却系统及其高效热交换器的设计及应用

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作者 张向南 李云屹 +2 位作者 白博峰 韩旭 张斯亮 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期164-169,共6页

以建设核电领域的乏池冷却试验装置为契机,为探究非能动冷却系统的特性,设计并应用了非能动冷却系统以及其中的高效热交换器。蒸汽发生器选用紧凑度高、传热系数大、流动阻力小的板式传热元件,冷凝器选用质量轻、集成度高、耐腐蚀性好... 以建设核电领域的乏池冷却试验装置为契机,为探究非能动冷却系统的特性,设计并应用了非能动冷却系统以及其中的高效热交换器。蒸汽发生器选用紧凑度高、传热系数大、流动阻力小的板式传热元件,冷凝器选用质量轻、集成度高、耐腐蚀性好的扁管蛇形翅片传热元件。试验装置成功启动并能够稳定运行,通过试验研究证明非能动冷却系统以及其中的高效热交换器可满足乏池冷却的试验要求,为后续深入研究和推广应用提供了试验基础。 展开更多

关键词 乏池 非能动冷却系统 高效热交换器 板式传热元件 扁管 蛇形翅片

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海洋核动力平台堆舱非能动冷却特性研究 被引量：2

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作者 李勇 林原胜 +2 位作者 谭思超 王瑞奇 戴春辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期652-658,共7页

海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Flu... 海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Fluent软件并结合UDF编程,建立堆舱含不凝结气体环境的蒸汽冷凝与舱外海水自然循环耦合换热模型,并分析失水事故(LOCA)条件下PCCS的热工水力行为特性。结果表明,PCCS能实现对喷放蒸汽的长期冷却,可有效降低LOCA后的堆舱温度与压力,为保障严重事故后的堆舱安全性提供可行措施。相关分析方法也可为开展海洋核动力平台PCCS分析设计提供指导。 展开更多

关键词 堆舱非能动冷却系统 不凝结气体 冷凝换热 自然循环

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ASTM材料B209在三代核电安全壳非能动冷却系统中的应用 被引量：3

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作者 王斌 庄源 +1 位作者 姚俊涛 潘旭阳 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第18期90-92,共3页

介绍了非能动安全壳冷却系统、空气导流板的功能作用及空气导流板的材料选用。

关键词 三代核电 非能动安全壳冷却系统 空气导流板 5454铝合金 阳极氧化

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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究 被引量：1

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作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页

为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多

关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性

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非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究 被引量：2

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作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页

拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况

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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量：13

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作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页

本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多

关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序

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非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析 被引量：12

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作者 孙雪霆 陈林林 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2219-2223,共5页

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高... 采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。 展开更多

关键词 严重事故 非能动安全壳冷却 气溶胶沉积 扩散泳

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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

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作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析 被引量：4

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作者 刘雨 党俊杰 +1 位作者 陆道纲 曾晓佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1027-1033,共7页

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量... 地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却水贮存箱 流固耦合 缩比试验模型 冲动质量

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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7

10

作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析

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非能动堆芯应急冷却系统试验分析 被引量：1

11

作者 彭云康 李夔宁 +2 位作者 童明伟 郑华 肖泽军 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期46-51,共6页

在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统... 在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。 展开更多

关键词 非能动堆芯应急冷却系统 自动卸压系统 实验

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应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究 被引量：3

12

作者 王国栋 扈本学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1416-1421,共6页

在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽... 在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 GOTHIC 蒸汽冷凝 水膜蒸发

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非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计 被引量：1

13

作者 刘家磊 蔡琦 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1202-1207,共6页

非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。 展开更多

关键词 安全壳 非能动安全壳冷却系统 膜状冷凝 强化换热

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

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作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究 被引量：5

15

作者 郭建娣 韩伟实 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2009-2013,共5页

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析... 本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明:适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 辐射换热 自然对流 FLUENT

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船用非能动安全壳冷却系统换热器的流量分配特性分析 被引量：1

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作者 武光江 刘辰 +1 位作者 王畅 郝锐 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2019年第S01期28-34,40,共8页

[目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器... [目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器进行建模,研究不同方案下的流量分布情况。[结果]模拟结果显示:增大传热管束中心管间距可提高流量分配的均匀性;分配联箱与汇流联箱的截面积比取为0.7时,流量分配较均匀。[结论]所做研究可为我国新一代核动力破冰船反应堆的方案设计提供技术参考。 展开更多

关键词 核动力破冰船 非能动安全壳冷却系统 换热器 流量分配 数值模拟

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非能动安全壳冷却系统设计研究 被引量：20

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作者 李军 刘长亮 李晓明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期632-639,共8页

安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能... 安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能动安全壳冷却系统的设计方案和研究成果,并比较分析各方案间的优缺点,分别提出适合钢制和混凝土安全壳非能动冷却的方案,为我国自主设计第三代核电站非能动安全壳冷却系统提供参考。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却 方案对比 核电安全

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华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究 被引量：6

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作者 李军 郭强 +3 位作者 李晓明 喻鹏 元一单 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期992-999,共8页

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计... 华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 展开更多

关键词 热分层 水箱 非能动安全壳冷却系统 华龙一号 CFD

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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：12

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作者 丘锦萌 吴健 +1 位作者 田卫卫 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期72-80,共9页

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非... 本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。 展开更多

关键词 华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环

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采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究 被引量：6

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作者 陶俊 程诚 +2 位作者 谢小飞 梁潇 陈军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1423-1430,共8页

非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 分离式热管 自然循环 充液率 冷热芯位差

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