抑压水池是沸水堆核电站安全壳专设安全系统的重要组成部分,在安全壳相对有限容积的限制下,减弱极端破口事故初期的安全壳压力峰值,维持安全壳完整性。本文针对抑压水池开展了热工水力计算分析,首先通过与实验对比,初...
针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值...
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注...
全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究 CNKI文献
针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,...
关键词： 模块化小堆 / 非能动余热排出系统(PRHRS) / 全厂断电事故
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一种特殊的非对称加热矩形通道临界热流密度实验研究 CNKI文献
介绍在高温、高压热工实验装置上进行的垂直上升流条件下一种特殊的非对称加热—单侧加热窄缝矩形通道临界热流密度(CHF)实验研究。实验研究了质量流速、临界含汽量等参数对单侧加热矩形通道CHF的影响规律。研究结果表...
关键词： 临界热流密度(CHF) / 非对称加热 / 矩形通道 / 实验研究
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采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP10...
彭传新 昝元锋... 《核动力工程》 2015年03期 期刊
关键词： 非能动余热排出系统试验装置 / 失真度分析 / CATHARE
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安注管道不同破口尺寸条件下非能动安注系统运行特性试验研... CNKI文献
对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口侧和非破口侧堆芯补水箱系统注射流量差别越大;在破口面积较大的情况下,安注箱系统注射...
黄志刚 彭传新... 《核动力工程》 2017年04期 期刊
关键词： 安注管道 / 破口 / 堆芯补水箱(CMT) / 安注箱
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在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆D...
换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研... CNKI文献
通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出...
关键词： 非能动余热排出系统(PRHRS) / 换料水箱初始水温 / 模块式反应堆
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采用计算流体力学(CFD)数值模拟与实际实验参数对比分析风冷系统冷却特性,评估风冷系统设计合理性并优化限值。结果表明,控制棒数量的增加,有利于风量分配的均匀化和风冷系统冷却效率的提高;虽然回风温度是评价风冷系...
关键词： 控制棒组件 / 风冷系统 / 计算流体力学(CFD) / 评估
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基于CATHARE程序的自然循环静态流量漂移模拟 CNKI文献
针对中低压自然循环系统静态流量漂移现象的特点,利用大型系统热工程序CATHARE对不同压力和阻力分布下的自然循环系统进行模拟分析,探索静态流量漂移的影响因素。分析结果表明,同等过冷度条件下,低压更易诱发静态流量...
模块化小型堆采用了非能动安全系统设计方案,是具有第三代核电技术水平的革新型反应堆,系统的固有安全性高。非能动余热排出系统是非能动安全系统的重要组成部分,在发生全厂断电事故时,非能动余排系统自动投入,依靠余...
黄志刚 彭传新... 中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术... 2017-10-16 中国会议
