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叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。 相似文献
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叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。 相似文献
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10MW高温气冷堆(HTR-10)的蒸汽发生器(SG)是立式、直流、螺旋管状蒸汽发生器。其工作在中压参数下,必须考虑两相流不稳定性。采用了Zuber-Findlay漂移流模型,借助于多变量频域法分析两相流密度波不稳定性。分析了一、二回路之间的反馈耦合作用,提出了多输入、输出传递矩阵的数学表达式,推导了多通道反馈系统模型。编制了程序 相似文献
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介绍在自然对流中由强迫喷射所造成的传热增长。实验研究了在具有垂直冷却面的大型矩形腔体中因强迫射流造成的混合对流传热。在模拟实际非能动安全壳冷却系统及接近实际安全壳分隔区域尺寸的条件下,测量了控制强迫射流传热的关键参数,研究了包括喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例在内的几何因子的影响。本实验包括了多种射流模式,有助于揭示新一代固有安全型反应堆在事故条件下内部的混合与分层现象。通过控制方程的相似律分析,可预言混合对流传热由阿基米德数和几何因子控制。利用混合对流传热的组合律及飘浮型和碰撞型射流的数学模型,推导出了传热增长关系式,并经过了实验数据测试。通过对实验结果的分析阐明了喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例对传热增长的影响。 相似文献
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文章介绍10MW高温气冷堆(HTR-10)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明:蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。 相似文献