陈听宽
,
徐进良
,
罗毓珊
工程热物理学报
针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0 MPa到22.0 MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0°C到60°C.采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式.所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果.
关键词:
临界流
,
核电站
,
失水事故
,
小破口
姜国宝
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凌空
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陈黎
,
张剑飞
,
李增耀
,
陶文铨
工程热物理学报
安注箱是一种在核电站发生事故时向事故设备注射冷却水的先进设备.它对缓解核反应堆冷却水损失事故非常有利.本文在国外已有的新型安注箱设计基础上提出了一个原理性模型进行理论分析和数值模拟,以确认其注水特性.研究表明,对于所研究的原理性模型采用多尺度网格进行数值计算,可以得到能够满足核反应堆实际运行需求的水流量曲线.
关键词:
核电站
,
失水事故
,
安注箱
,
多尺度模拟
,
数值计算
陈听宽
,
杨鲁伟
工程热物理学报
利用高压汽水两相流试验系统模拟压水堆小破口失水事故中冷凝回流传热模式，进行了传热、流动及不凝结气影响的试验。实验表明：冷凝回流传热是一种十分有效的传热模式，它在很小的一、二次侧温差时就能排放大量堆芯余热。冷凝回流系统在正常情况下流动阻力很小且稳定，但在达到回流流动极限后出现不稳定。不凝结气的存在将大大降低蒸汽发生器的传热能力，但一般情况下，系统能自动增加一次侧压力而达到排除余热的目的。
关键词:
压水堆
,
失水事故
,
冷凝回流
