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反应堆发生严重事故时,堆芯释放出的吸湿性气溶胶会在潮湿的安全壳内增大,从而影响其自然去除过程。本文理论推导了吸湿性气溶胶的增大模型并通过多种方法对其进行了验证。模型计算结果表明,气溶胶的增大过程由于受到溶解度的限制而存在临界湿度值,在该临界值以下时气溶胶不发生吸湿,但这未被其他严重事故分析程序所考虑。同时,基于某三代先进压水堆的特定严重事故工况,本文分析了干颗粒半径及湿度对气溶胶的平衡半径和自然去除系数的影响。结果表明:气溶胶的自然去除系数随干颗粒半径的增大将先减小后增加,并在1μm时达到最小值;相同湿度下,干颗粒半径对气溶胶半径的最大增大比例的影响不大;湿度的增加对不同干颗粒半径气溶胶去除系数的影响不同。 相似文献
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相比传统大型核电厂,微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约,传统的分专业解耦设计模式难以应对,需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型,以未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)事故为例开展事故分析计算,并与专业堆芯安全分析结果对比,结果表明反应堆功率变化趋势较为一致,且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础,也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。 相似文献
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核电站非能动安全系统依靠自然循环将热量导出,然而系统中的驱动压头、流动阻力、流量等相互影响,容易引发流动不稳定性,导致流动沸腾临界热流密度大幅降低,带来安全问题。因此,流动稳定性是自然循环热力系统的重要研究对象。本文以开式竖直加热圆管为实验本体,通过实验和物理建模的方法,研究了自然循环条件下管内间歇沸腾现象和流动不稳定特性。研究结果表明:随着热流密度的升高,系统将经历初始状态、低频脉动、高频脉动和稳定的自然循环四个阶段。基于实验数据,建立了不稳定边界的预测模型,预测值和实验值符合良好,误差在±10%内。 相似文献
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ACP100是中国核工业集团公司设计的模块化小型压水堆,非能动安全壳空气冷却系统(PAS)属于ACP100重要的专设安全设施之一,其在事故情况下的换热性能对ACP100的安全性能具有重要影响。本文采用ANSYS Fluent 19.0建立了PAS的CFD模型,研究了稳态事故工况条件下安全壳内壁面温度和空气相对湿度对PAS换热性能的影响。研究结果表明:在空气相对湿度为0%的条件下,安全壳内壁面温度从353.2 K升高至403.2 K,总换热功率增加1233.76 kW,安全壳内壁面温度对PAS换热性能有明显影响;在内壳内壁面温度为403.2 K的条件下,空气相对湿度从0%升高至100%,总换热功率增加46.51 kW,空气相对湿度对PAS的换热性能影响不显著。研究结果可以为PAS的设计和优化提供数据参考和支持,具有一定的工程实际意义。 相似文献
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非能动安全壳冷却系统(PCS)是核电厂用以预防和缓解严重事故的重要系统,分离式热管换热器作为一种高效的热交换设备,是其优先设计选项之一。本文介绍了基于分离式热管换热器的PCS原理实验台架的比例设计方法、实验系统和实验结果,分析了热管换热器在特定工况下的换热特性及功率极限,并论证了基于分离式热管换热器的PCS的设计可行性。结果表明:分离式热管单位热端面积换热量可达61 kW,有应用于PCS的潜力;热管的换热性能随冷热端温差的降低而降低,随真空度的提高而升高。 相似文献
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堆芯熔融物的热物性是研究反应堆严重事故进程及堆内堆外现象机理的重要基础参数。当堆芯熔化时,堆内温度达3 000 K,形成U-Zr-O-Fe多元混合物,而气动悬浮技术是优选的高温下测量堆芯熔融物基础热物性的技术。本文描述了一套基于气动悬浮和激光加热技术的密度、表面张力和黏度的测量装置,目前已实现高温氧化物密度的实验测量。装置采用收缩-扩张型锥形喷嘴悬浮球状样品,采用CO2连续激光器加热并熔化样品,采用双色红外测温仪监测样品的温度并进行激光器功率反馈控制;采用高速相机记录样品轮廓的变化,并结合图像分析法计算样品的体积,最后得到被测材料在高温下的密度。实验测量得到2 750~3 200 K范围内氧化锆熔体的密度,其在熔点(2 988 K)处的密度为4.717 g/cm~3,温度系数为-7.202×10-4 g/(cm~3·K)。 相似文献