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本文提出了一种适用于船用核动力装置的非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用三个回路的自然循环,把余热排到最终热阱。利用RETRAN02程序,结合陆奥堆的参数,对该系统余热排出能力进行了计算,并分析了影响余热排出能力的几个关键因素。 相似文献
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CEFR在事故停堆后的剩余功率需通过事故余热排出系统导出。CEFR要求验证在事故余热排出阶段剩余功率≤额定功率的1%(功率分别为 2、3、4、6和 8.5kW)时,堆池内是否还存在有堆芯-热腔室-冷腔室-堆芯这一自然循环流动。此外,通过相应工况下整个热腔室内的温度分布的实验测量,为验证有关计算程序提供实验依据。 由于种种原因的影响,在CEFR的寿期中很可能出现2台余热冷却器中的1台停运的情况,因此工程部要求通过实验提交该工况下的安全性能的验证报告。国外在相关研究中发现, 相似文献
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摇摆条件下非能动余热排出系统的实验研究 总被引:2,自引:2,他引:0
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. 相似文献
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以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能预测时不能当作常数处理,应与工况进行耦合计算。当管壳侧体积流量小于1000 m3/h时,总传热系数对流量较为敏感;当体积流量大于1000 m3/h时,流量的影响则相对较弱。该模型为预测换热器其他工况的换热性能提供基础,为换热设备调试提供指导,为核电厂设计验证及高效安全运行提供可靠依据。 相似文献
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本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。 相似文献
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200MW供热堆余热排出过程的分析 总被引:3,自引:0,他引:3
200MW供热堆采用自然循环的余热排出系统,具有非能安全的特点,程序TRAC-PF1采用了带有不凝气体场的两相二流体可非平衡态的流体力学模型,被用于余热排出系统的分析,但是,供热堆系统和压水堆核电站不完全相同,在将这部程序用于供热堆分析时,做了一些修改和补充,例如补充了流体横掠冲帽管束的传热计算式和阻力损失计算式等等,分析结果表明:自然循环的余热排出系统能够保证供热堆的停堆安全。 相似文献
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《核动力工程》2016,(Z2)
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,PRHRS能正常启动,非能动余热排出冷却器和蒸汽发生器之间能形成0.4 t/h稳定的两相自然循环流量,并有效地将堆芯衰变热量和显热带入安全壳水池(CWT)。堆芯补水箱(CMT)中的冷水可以有效注入反应堆压力容器冷却堆芯。在事故过程中,一回路系统最高压力为16.3 MPa,低于安全阀开启压力16.9 MPa,堆芯冷却剂平均温度可以冷却至210℃以下,反应堆处于安全运行状态。 相似文献
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非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。 相似文献
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以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束内冷凝换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管的凝液增长率以及冷凝换热热阻,分析了中心管与旁管换热特性的差异,解释了低压条件下冷凝换热系数剧烈下降现象。将管束冷凝试验数据与已有单管试验数据对比发现,在相同蒸汽工况下,单管的冷凝换热系数与旁管的冷凝换热系数吻合较好,但远低于中心管的冷凝换热系数,说明中心管的换热性能相对于旁管确实得到了强化。通过对比换热系数的试验值与经典努塞尔理论和努塞尔修正理论的计算值发现,中心管的试验值与努塞尔修正理论计算值吻合较好,但旁管的偏差较大。 相似文献
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本文对岭澳二期核电工程余热排出热交换器的性能进行计算研究,得到了余热排出热交换器的换热功率随流量及管侧入口温度的变化关系。通过对余热排出系统正常运行的初期及末期进行校核,验证了余热排出热交换器在正常运行期间完全能满足导出堆芯余热的要求。 相似文献
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国产三代自主化核电项目华龙一号的设计特点之一是采用能动与非能动相结合的安全设计理念,其中,为对抗全厂断电事故,增设了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。非能动系统运行特殊,并且华龙一号的二次侧非能动余热排出系统是国内大型核电厂中的首次应用,因此,需要建立一套非能动余排系统的设计方法。本文针对华龙一号PRS的设计容量展开研究,摸索出一套论证方法,从安全功能出发,抓住影响余排系统设计容量的主要因素,确定其设计容量为1.8%FP,并探讨了非能动余排系统安全功能拓展后的设计容量,为该系统的后续工程具体方案设计提供基础。 相似文献