全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究

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作者 李伟 初炜钰 +3 位作者 丛继东 张楠 孟兆明 孙中宁 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1096-1103,共8页

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系... 为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。 展开更多

关键词 全厂断电事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 氦气分布 壳内流场

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冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

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作者 李伟 孙中宁 +5 位作者 高力 堵树宏 宿吉强 孟兆明 张楠 丁铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2385-2390,共6页

非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 大型安全壳综合试验装置 冷凝水收集装置 收集率

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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量：11

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作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多

关键词 自然循环 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性

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失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性 被引量：2

4

作者 初炜钰 丛继东 +2 位作者 李文涛 张楠 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1104-1111,共8页

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。 展开更多

关键词 失水事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 不凝结气体 壳内流场

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“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统研究 被引量：2

5

作者 邢继 孙中宁 +1 位作者 于勇 丁铭 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1089-1095,共7页

为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计... 为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计、内部换热器热工水力特性分析、系统综合性能实验和安全壳热工水力耦合特性实验等方面对非能动安全壳热量导出系统研究工作进行了总结,介绍了所开展研究的主要内容、所建实验装置的概况和得出的主要结论。上述理论分析和实验验证表明:所开发的非能动安全壳热量导出系统的排热能力远大于设计要求。 展开更多

关键词 “华龙一号” 非能动安全壳热量导出系统 开式自然循环 闭式自然循环 系统方案设计 内部换热器 综合性能实验 热工水力耦合特性

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非能动安全壳热量导出系统热交换器不同安装方案的换热性能研究

6

作者 杨理烽 薛卫光 +2 位作者 孟兆明 丁铭 孙中宁 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1118-1123,共6页

为探究不同非能动安全壳热量导出系统热交换器安装方案对“华龙一号”安全壳热工特性的影响,本文通过MAAP等分析程序分析了事故后安全壳内不同高度上的气体和温度分布,并通过大比例安全壳模拟体开展了典型事故后安全壳热工水力试验研究... 为探究不同非能动安全壳热量导出系统热交换器安装方案对“华龙一号”安全壳热工特性的影响,本文通过MAAP等分析程序分析了事故后安全壳内不同高度上的气体和温度分布,并通过大比例安全壳模拟体开展了典型事故后安全壳热工水力试验研究,为理论研究提供了验证。结果表明:3个位置的换热器都能满足设计需求,但较低位置的热交换器具有更好的换热性能。本文可为未来不同非能动安全壳热量导出系统热交换器布置方案的工程实际应用提供设计依据。 展开更多

关键词 “华龙一号” 非能动安全壳热量导出系统热交换器 安装方案 传热 排热功率 温度分布

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非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价 被引量：9

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作者 李军 李晓明 +1 位作者 喻新利 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1021-1027,共7页

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明:PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 可靠性 概率安全分析

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严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证 被引量：2

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作者 杨小明 李贺 +2 位作者 刘杰斌 马如冰 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1131-1136,共6页

针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模... 针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模型以及上升段的压降计算模型,并利用非能动安全壳热量导出系统系统性能综合实验对上述模型进行了验证。设计工况下的排热功率计算值与实验值误差为2.25%;非设计工况下,在二元和三元气体工况功率较高时,计算排热功率与实验值十分接近,而随着工况功率降低,计算排热功率略高于实验功率,计算偏差有所增大,但均在30%以内,满足一般的热工水力及严重事故计算需求。 展开更多

关键词 严重事故软件 非能动安全壳热量导出系统 传热模型开发 对流换热 凝结换热 模型验证 热工水力 “华龙一号”

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非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响

9

作者 高力 丛继东 +2 位作者 张超琦 毛亚蔚 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1112-1117,共6页

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影... 为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影响以及壳内温度分布的影响。结果表明:发生LBLOCA事故时,在部分非能动安全壳热量导出系统被隔离的情况下,剩余的非能动安全壳热量导出系统排热功率显著增加,壳内峰值压力和长期稳定压力分别上升了约8.3%和13%,仍远低于壳内压力限值。在事故进程中,温度分布不均匀性主要出现在前期以及中期阶段,后其温度分布逐渐趋于均匀。 展开更多

关键词 换热器部分失效 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性 失水事故 实验装置

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基于遗传算法的闭式非能动安全壳热量导出系统排热能力优化 被引量：1

10

作者 白晋华 赵博 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期76-81,共6页

以闭式非能动安全壳热量导出系统(PCCS)概念方案为研究对象,基于一维两相均相流模型建立了评价该系统排热能力的物理模型,并开发了相应的计算程序;开发了基于遗传算法的优化设计程序;利用所开发的优化设计程序,对闭式PCCS概念方案的排... 以闭式非能动安全壳热量导出系统(PCCS)概念方案为研究对象,基于一维两相均相流模型建立了评价该系统排热能力的物理模型,并开发了相应的计算程序;开发了基于遗传算法的优化设计程序;利用所开发的优化设计程序,对闭式PCCS概念方案的排热能力进行优化,给出了系统几何参数和运行参数的优化方向。结果表明:在所研究参数范围内,适当增加内部和外部换热器传热管径可增加系统排热能力;最佳外/内部换热器传热管数比为1.58。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 优化 遗传算法

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非能动安全壳热量导出系统GOTHIC模拟方法

11

作者 郑云涛 孙燕宇 +1 位作者 周蓝宇 黄树亮 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1150-1155,共6页

为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置... 为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置、下降段管径和汽水分离器等关键部件参数的影响进行了分析。结果表明:基于GOTHIC 3D模型的非能动安全壳热量导出系统模拟方法能够模拟出温度分层、闪蒸和自然循环流动不稳定性等现象,其计算结果与试验值的偏差均在±10%以内。本文建立的模拟方法能够用于非能动安全壳热量导出系统的分析,可作为其设计的辅助分析方法。 展开更多

关键词 “华龙一号” GOTHIC 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 温度分层 闪蒸 自然循环 流动不稳定性

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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

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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：1

13

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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新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析

14

作者 祁祥杰 于方小稚 +3 位作者 孟兆明 孙中宁 张楠 丁铭 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第12期155-161,共7页

中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这... 中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。 展开更多

关键词 非能动 事故缓解方案 安全壳 大破口失水事故 抑压系统 安全注射系统

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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

15

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

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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

17

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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安全壳非能动热阱系统研究

18

作者 盛美玲 张欣 +1 位作者 梁潇 丘锦萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1928-1937,共10页

为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统... 为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。 展开更多

关键词 安全壳非能动热阱 非能动安全壳热量导出系统 设计基准事故 冰

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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

19

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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