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压水堆非能动安全壳气溶胶沉降的PIRT研究
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作者 王政辉 路长冬 付鹏涛 《核科学与技术》 2025年第1期11-18,共8页
压水堆发生事故后安全壳内高温高压的大气会载带放射性气溶胶到内部换热器传热管周围,形成抽吸效应并循环流动,气溶胶被卷吸进入传热管管间时将造成大量沉积。根据非能动安全壳内大气夹带气溶胶运动时的机理,本研究开展了不同气溶胶行... 压水堆发生事故后安全壳内高温高压的大气会载带放射性气溶胶到内部换热器传热管周围,形成抽吸效应并循环流动,气溶胶被卷吸进入传热管管间时将造成大量沉积。根据非能动安全壳内大气夹带气溶胶运动时的机理,本研究开展了不同气溶胶行为机理的沉降速率分析,建立了非能动安全壳气溶胶沉降影响因素的重要性排序表(PIRT),识别出安全壳热的大气的局部冷却和内部换热器传热管附近的大气抽吸是影响非能动安全壳内气溶胶沉降的重要机理,应在非能动安全壳内气溶胶的模化实验和理论模拟中需要予以重点关注。After an accident occurred in pressurized water reactor, the high-temperature and high-pressure atmosphere inside the containment could carry radioactive aerosols to the vicinity of the heat exchanger’s heat transfer tubes, creating a suction effect and circulating flow. When aerosols were drawn into the gaps of the heat transfer tubes, it could lead to significant deposition. Based on the mechanisms of aerosol movement in the non-active containment atmosphere, this study conducted an analysis of the settling rates of different aerosol behavior mechanisms and established a Phenomena identification Ranking Table (PIRT) for the factors affecting aerosol settling in the passive containment. It identified that the local cooling of the hot atmosphere in the containment and the atmospheric suction near the heat transfer tubes of the internal heat exchanger are important mechanisms influencing aerosol settling in the non-active containment, which should be given special attention in both experimental modeling and theoretical simulations of aerosols in the non-active containment. 展开更多
关键词 非能动安全 现象识别和分级 重要性排序表 气溶胶沉降
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基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究
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作者 李丽娟 于沛 +1 位作者 丁铭 孙中宁 《应用科技》 CAS 2024年第1期70-75,共6页
“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同... “华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。 展开更多
关键词 华龙一号 玲龙一号 非能动安全壳热量导出系统 综合性能实验 对比分析 水箱水位影响 阻力影响 系统备用状态 优化建议
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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
3
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
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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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非能动安全壳冷却系统水分配装置设计 被引量:3
5
作者 张廷祥 唐宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期103-106,共4页
非能动安全壳冷却系统(PCCS)水分配装置是PCCS的重要组成部分,也是系统功能能否实现的关键。本文简要介绍了水分配装置的功用、设计原则、结构设计和设计特点。
关键词 非能动安全壳冷却系统 水分配装置 设计 非能动安全系统
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先进压水堆非能动安全系统研究进展 被引量:6
6
作者 肖泽军 卓文彬 +2 位作者 陈炳德 白雪松 贾斗南 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第1期27-31,共5页
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。
关键词 非能动安全系统 先进压水堆 研究进展 核电站
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AC600非能动安全系统首期实验研究 被引量:13
7
作者 陈炳德 宗桂芳 李长林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期63-67,86,共6页
综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的AC600非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、AC600全压堆芯补水实验研究和AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验研究等三项前期原理性实验研究概况和主要结果。实验研究表明 :三大非能动安全... 综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的AC600非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、AC600全压堆芯补水实验研究和AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验研究等三项前期原理性实验研究概况和主要结果。实验研究表明 :三大非能动安全系统的设计是合理、可行的 ,基本能满足其赋与的功能要求。实验研究发现了在设计中应值得高度重视的一些热工水力现象 ,如“水锤现象”。实验研究所获得的实验数据 。 展开更多
关键词 AC600 非能动安全系统 压水堆 风洞实验
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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量:13
8
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 能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量:13
9
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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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
10
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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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究 被引量:7
11
作者 黄代顺 蒋孝蔚 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期188-191,195,共5页
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建... 利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝 蒸发
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非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验 被引量:4
12
作者 谭曙时 冷贵君 +1 位作者 程旭 倪永君 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期30-33,共4页
非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究项目。本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括干平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,... 非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究项目。本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括干平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考。 展开更多
关键词 热工水力单项试验 非能动安全 冷却系统 先进压水堆 传热 传质
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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
13
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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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
14
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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出口高度对非能动安全壳冷却系统影响 被引量:4
15
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 狭长空间 自然对流 出口高度 冷却性能
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非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用 被引量:1
16
作者 厉日竹 王金海 +1 位作者 李笑天 吴莘馨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第4期342-345,共4页
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。
关键词 核供热堆 非能动安全系统 主回路系统 余热排出系统 注硼系统 设计 安全性能
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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
17
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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典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究 被引量:1
18
作者 杨雯 任彦昊 +1 位作者 吴攀 单建强 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期366-377,共12页
超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱... 超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。 展开更多
关键词 超临界水堆 非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计 事故分析
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先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究 被引量:2
19
作者 冷贵君 余红星 +1 位作者 俞冀阳 贾宝山 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期59-65,共7页
对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端... 对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端断裂大破口失水事故工况下的安全壳压力和温度进行了计算分析。 展开更多
关键词 先进堆 非能动安全 瞬态分析 冷却系统 热工水力机理 压力 温度 失水事故 压水堆
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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
20
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 非能动安全壳冷却系统 膜状冷凝 强化换热
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