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池式非能动余热排出系统热工水力分析的系统程序改进及验证
1
作者 连强 朱隆祥 +3 位作者 唐思邈 黄涛 张勇 潘良明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期858-866,共9页
福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于... 福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于缺乏针对性的池式热交换器模型,RELAP5程序低估了池式PRHRS的换热功率及系统流量。因此本文根据池式热交换器工作条件选用棒束池式沸腾换热模型及大管径管内冷凝换热模型,在RELAP5程序中植入了池式热交换器模型,针对两种换热模型分别进行了分离效应验证。基于应急工况池式能量排出系统(PERSTO)实验台架分析了节点划分方式对池式PRHRS热工水力行为的影响,对比了改进程序及原始程序对整体性实验台架系统瞬态参数的模拟能力。经过分离效应验证和整体效应验证,确认了改进程序在池式PRHRS热工水力分析中的有效性。 展开更多
关键词 池式非能动余热排出系统 热工水力 系统程序改进 节点划分方式 模型验证
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国和一号关键核安全技术研发 被引量：1
2
作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页
基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多
关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容
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绕丝棒束组件过渡流摩擦阻力实验研究
3
作者 李虹锐 薛秀丽 +2 位作者 周志伟 曾泽华 罗锐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1825-1832,共8页
绕丝棒束组件低流速下摩擦阻力是钠冷快堆堆芯热工水力研究的重点内容之一。通过对现有组件摩擦阻力系数公式应用于过渡流存在的问题、现有组件摩擦阻力实验在低流速时出现的不同摩擦阻力特性的分析讨论,以及对一个37棒组件低流速摩擦... 绕丝棒束组件低流速下摩擦阻力是钠冷快堆堆芯热工水力研究的重点内容之一。通过对现有组件摩擦阻力系数公式应用于过渡流存在的问题、现有组件摩擦阻力实验在低流速时出现的不同摩擦阻力特性的分析讨论,以及对一个37棒组件低流速摩擦阻力的实验研究,提出了组件内流动的转捩特性和提高经验公式在低流速时计算准确性的有效策略。研究结果表明:绕丝棒束组件内流动转捩并不是同时发生,而是在部分子通道的局部先发生,随着流速的增加扩散到整个组件,只有当一定数量子通道都发生转捩时,棒束的平均摩擦阻力才会显著增加。绕丝棒束组件摩擦阻力系数公式应尽可能使用小的层流向过渡流转捩的临界Re和插值指数,使公式尽早开始转捩,并平滑向过渡流过渡。 展开更多
关键词 绕丝棒束 摩擦阻力 层流 过渡流 非能动余热排出
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 被引量：7
4
作者 王宝生 王冬青 +2 位作者 董化平 姜晶 张建民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1514-1521,共8页
在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果... 在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。 展开更多
关键词 APlOOO 非能动余热排出系统 自然循环 全厂断电 瞬态分析
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 被引量：20
5
作者 袁添鸿 于雷 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流
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采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价 被引量：6
6
作者 于雷 谢海燕 +1 位作者 桂学文 蔡章生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第8期678-684,共7页
利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换... 利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。 展开更多
关键词 非能动余热排出 RELAP5程序 凝结换热 原理性实验
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非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究 被引量：7
7
作者 李勇 阎昌琪 +1 位作者 孙福荣 孙立成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期931-936,共6页
以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热... 以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 欠热沸腾
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摇摆条件下非能动余热排出系统的实验研究 被引量：7
8
作者 鄢炳火 李勇全 于雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期123-126,共4页
在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆... 在摇摆台架上对非能动余热排出系统进行了实验研究和数值模拟。在小摇摆振幅条件下,摇摆对系统影响较小,在大摇摆振幅条件下,系统的传热能力有一定程度的降低;摇摆条件下,系统的传热受传热系数、摩擦阻力和流速等因素的影响,而不是摇摆振幅和周期的简单函数。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,用漂移流模型代替两流体模型,通过修正混合物动量方程、提升压降、冷凝传热关系式和添加矩阵求逆模块研制了摇摆条件下非能动余热排出系统的计算分析软件。对实验进行了数值模拟,结果与实验比较吻合。 展开更多
关键词 摇摆 非能动余热排出系统 试验研究 数值模拟
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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术 被引量：8
9
作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《压力容器》 2016年第1期74-78,共5页
通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证... 通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证堆焊效率,又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。为第三代核电AP1000技术在我国的推广应用提供制造经验。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管板 堆焊
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以R134a为工质的乏燃料池非能动冷却热管实验研究 被引量：3
10
作者 王明路 熊珍琴 +2 位作者 顾汉洋 叶成 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2230-2235,共6页
随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段... 随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段内部温度分布特性,以及热源温度和冷凝段外风速对热管工作温度、换热量、换热系数和循环流量的影响。热管蒸发段内R134a经历过冷、两相和过热状态,其中两相区域较长,达6.6m,因而具有较好的换热能力,在所研究的工况下换热量最高达21kW。参数敏感性分析表明,热源入口温度和冷凝段风速的增大能促进热管的换热性能,特别是热源入口温度的影响更显著。冷凝段风速较小时,其对换热量的影响较为显著,然而随空气速度的增加,影响降低。此外,依据试验数据拟合得到了换热量与冷热源温差的经验关系式,能在工程应用中快速预测热管的性能。 展开更多
关键词 非能动余热排出 分离式热管 换热特性 实验研究 R134A
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水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析 被引量：4
11
作者 周响 王学生 +1 位作者 门启明 孟祥宇 《华东理工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期118-124,共7页
为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解... 为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解与实验值最为接近,误差为0.35%;由McAdams公式计算得到的管外自然对流传热系数理论解与实验值最为接近,水平段和竖直段误差分别为0.55%和3.28%。明确了最适合管内、管外对流的传热计算公式分别为Dittus-Boelter公式和McAdams公式。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 传热 水箱
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非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析 被引量：12
12
作者 于雷 谢海燕 蔡章生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第3期233-243,272,共12页
利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP... 利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 自然循环 RELAP5/MOD3.2程序 原理性试验 运行特性分析
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摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究 被引量：4
13
作者 李勇全 鄢炳火 于雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期222-226,共5页
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆... 在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆周期一致,摇摆幅度越大,各主要参数波动越剧烈;凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同,冷却水进出口温差平均值有所差异,但其波动幅度却相差不大。蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。附加压降会使流速不断变化,但不会对平均流速产生影响,平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 摇摆 试验研究
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百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 被引量：3
14
作者 卢向晖 张吉胜 +1 位作者 罗汉炎 张小英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期457-462,共6页
为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步... 为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5 全厂断电 汽锤
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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8
15
作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页
建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式
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欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟 被引量：2
16
作者 李伟卿 赵民富 +2 位作者 段明慧 陈玉宙 王含 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1410-1415,共6页
针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,... 针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 传热模型 AP1000
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AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析 被引量：2
17
作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1456-1461,共6页
针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得... 针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出系统 误开启 自然循环 RETAC-PRHRS
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海洋条件下非能动余热排出系统运行特性 被引量：3
18
作者 李小辉 王畅 谭思超 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2016年第6期112-117,共6页
在海洋条件下,非能动安全系统受船舶运动的影响,将产生随时空动态变化的附加惯性力,进而导致系统的运行特性发生变化。基于自编译系统程序,建立适用于海洋条件下非能动余热排出系统运行特性分析的数学模型,分别对海洋条件下六自由度运... 在海洋条件下,非能动安全系统受船舶运动的影响,将产生随时空动态变化的附加惯性力,进而导致系统的运行特性发生变化。基于自编译系统程序,建立适用于海洋条件下非能动余热排出系统运行特性分析的数学模型,分别对海洋条件下六自由度运动状态的系统运行特性进行了计算分析。研究结果表明:摇摆运动会导致系统运行参数发生周期性的波动,并削弱系统的自然循环能力,其中横摇对系统运行特性的影响最为突出;而在横荡与垂荡工况下,尽管海洋条件引入的附加力会引起系统流量波动,但对系统流量的平均值并不会产生影响。此外,研究还表明,在所分析的运动参数谱的范围内,提出的非能动余热排出系统能正常导出堆芯余热。 展开更多
关键词 海洋条件 非能动余热排出系统 自然循环
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核动力装置非能动余热排出系统的数学建模与仿真 被引量：5
19
作者 于雷 王少明 《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2009年第7期1845-1850,1855,共7页
非能动余热排出系统是新一代先进反应堆的重要特色,提出一种利用核岛仿真模块模拟蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的建模方法,构建适用于非能动余热排出系统仿真的热前沿追踪计算模型,改进了垂直传热管内的蒸汽凝结换热模型,研制了... 非能动余热排出系统是新一代先进反应堆的重要特色,提出一种利用核岛仿真模块模拟蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的建模方法,构建适用于非能动余热排出系统仿真的热前沿追踪计算模型,改进了垂直传热管内的蒸汽凝结换热模型,研制了仿真程序;利用原理性试验数据对模型与程序进行了验证;对实际装置的非能动余热排出系统的运行特性进行仿真,与核动力装置最佳估算程序RELAP5/MOD3.2的计算结果进行了比较;结果表明:提出的仿真建模方法可行,建立的仿真模型计算精度高,适用于核动力装置非能动余热排出系统的实时仿真。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 数学建模 实时仿真 试验验证
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AC600核电站断电事故分析 被引量：4
20
作者 阎义洲 臧希年 《中国电力》 CSCD 北大核心 2001年第11期20-23,共4页
我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明... 我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明:烟囱高度增加。 展开更多
关键词 压水堆核电站 断电 事故分析
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