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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
1
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
2
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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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7
3
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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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
4
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
5
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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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
6
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
7
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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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：12
8
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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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
9
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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采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究 被引量：6
10
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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出口高度对非能动安全壳冷却系统影响 被引量：4
11
作者 刘友宏 孙明月 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第12期267-272,共6页
对某大型核反应堆非能动安全壳冷却系统(PCS)中安全壳外部的热环境进行了研究。建立了安全壳外部狭长空间的自然对流换热计算模型,基于Navier-Stokes(N-S)方程进行了求解,同时研究了安全壳出口高度对非能动安全壳冷却系统冷却性能的影... 对某大型核反应堆非能动安全壳冷却系统(PCS)中安全壳外部的热环境进行了研究。建立了安全壳外部狭长空间的自然对流换热计算模型,基于Navier-Stokes(N-S)方程进行了求解,同时研究了安全壳出口高度对非能动安全壳冷却系统冷却性能的影响规律。结果表明:在标准大气压下、进口空气温度308.15K时,基准型安全壳按面积加权的出口平均温度为330.33K,引射的冷却空气质量流量为275.85kg/s,冷却空气带走的热量为6160kW;随着安全壳出口高度的增加,安全壳出口质量流量、换热量不断增加,但变化曲线斜率不断降低,最后趋于平缓,同时,衡量冷却空气有效冷却能力的温度效率线性降低,流动损失线性增大,兼顾换热量与流动损失存在一个最优解。 展开更多
关键词 非能动安全壳 狭长空间 自然对流 出口高度 冷却性能
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非能动安全壳冷却系统空气流道自然循环的比例分析与设计 被引量：2
12
作者 刘卓 常华健 +1 位作者 阳祥 杨燕宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期254-260,共7页
在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统(PCS)壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作... 在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统(PCS)壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作用。本文从自然循环的数学模型出发,推导出了单项和整体效应试验台架的比例设计方法。在给定壳内热流密度的条件下,通过PCCSAP-3D程序对CAP1400非能动安全壳的2/5比例单项效应试验理想比例台架(ISF)进行模拟。结果表明,本比例分析与设计方法以及在降低高度台架上模拟自然循环是可行的。 展开更多
关键词 非能动安全壳 比例分析 自然循环
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非能动安全壳冷却系统设计研究 被引量：20
13
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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基于SimCont的AP1000非能动安全壳冷却系统仿真实现 被引量：2
14
作者 魏巍 魏来 +2 位作者 陈艳芳 谭超 林旭升 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期794-797,共4页
应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价... 应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价。结果表明:SimCont程序仿真模型能很好地反映出非能动安全壳冷却系统的功能,计算结果与安全分析报告基本吻合。 展开更多
关键词 安全壳 SimCont程序 非能动 仿真
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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
15
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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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
16
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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核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析 被引量：1
17
作者 谭效时 李晓伟 +1 位作者 李笑天 何树延 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期271-276,共6页
本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的... 本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。 展开更多
关键词 非能动 热工水力 预应力混凝土安全壳
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非能动安全壳空气冷却系统换热能力分析 被引量：1
18
作者 冯雨 王洪亮 +6 位作者 马屹松 李云屹 郭强 于明锐 刘卓 韩旭 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1162-1168,共7页
为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非... 为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非能动安全壳空气冷却系统换热能力随环境温度的升高而降低,环境温度对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较明显;非能动安全壳空气冷却系统换热能力随安全壳外表面发射率的升高而升高,安全壳外表面发射率对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较小。以上结果可以为非能动安全壳空气冷却系统在不同环境温度及安全壳外表面发射率发生变化后的换热能力提供基础数据,也可以为今后小型压水堆在环境温度较低的高纬度地区建设提供参考。 展开更多
关键词 环境温度 发射率 小型压水堆 非能动 安全壳 空气冷却 换热能力 Ansys Fluent 计算模型
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极端气象条件对非能动安全壳空气冷却系统换热性能影响 被引量：1
19
作者 王洪亮 冯雨 +6 位作者 李云屹 马屹松 于明锐 刘卓 韩旭 郭强 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1169-1174,共6页
极端气象条件可能会导致模块化小型压水堆核电厂(ACP100)出现倾斜风或进风口堵塞情况,探究其对非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响意义重大。本文在风洞平台内搭建模块化小型压水堆核电厂小比例模型并采用ANSYS FLUENT对原厂模型... 极端气象条件可能会导致模块化小型压水堆核电厂(ACP100)出现倾斜风或进风口堵塞情况,探究其对非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响意义重大。本文在风洞平台内搭建模块化小型压水堆核电厂小比例模型并采用ANSYS FLUENT对原厂模型进行数值模拟。试验表明:各倾斜风条件下,环境风场对非能动安全壳空气冷却系统换热均是有利的;各进风口阻塞条件下,非能动安全壳空气冷却系统均可建立循环,无倒流或旁通现象;倾斜风、进风口阻塞耦合条件下,循环亦可建立。数值模拟表明:各倾斜风条件下,环境风场对非能动安全壳空气冷却系统换热均是有利的,换热增强11.3%~33.9%;各进风口阻塞条件下,非能动安全壳空气冷却系统换热最大削弱4.5%;而倾斜风、进风口阻塞耦合条件下,换热最大削弱7.7%。 展开更多
关键词 极端气象条件 模块化小型压水堆核电厂 倾斜风 阻塞 非能动安全壳空气冷却系统 小比例模型 数值模拟 换热
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发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站 被引量：2
20
作者 肖宏才 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期138-146,167,共10页
本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却... 本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑。实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。 展开更多
关键词 核电安全 压水堆 安全冷却系统 自然力 完全非能动
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