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采用切片法,相似度概念和热平衡以及进口温度检验法,对收集的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析,分辨出了坏数据库,实验坏点,重复点.本文的研究工作是验证CHF新模型,新经验关系式以及新CHF查询表的开发的基础.
临界热流密度实验数据库整理方法研究
【摘 要】
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采用切片法,相似度概念和热平衡以及进口温度检验法,对收集的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析,分辨出了坏数据库,实验坏点,重复点.本文的研究工作是验证CHF新模型,新经验关系式以及新CHF查询表的开发的基础.
【机 构】
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西安交通大学核能与热能工程系,西安,710049 Chalk River Laboratories
【出 处】
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第九届全国反应堆热工流体会议
【发表日期】
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2005年4期
其他文献
采用SCADP/RELAP5/MOD3.1程序针对核电站建立电厂模型,通过模拟蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中不同位置的破口,计算出对应的不同事故后果.然后,对这些不同的事故后果进行了对比,得出结论:可能造成最严重事故后果的是靠近U形管两端的破裂,其次是U形管顶部破裂,而U形管热、冷段中部破裂产生的事故后果较轻.同时,从温差、阻力、破口环境等方面简单分析了其不同的原因.
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为在CANDU堆上生产放射性钴源,产生较好的经济效益,可将CANDU堆排管容器内的21根不锈钢调节棒改为钴调节棒.为验证钴靶元件的安全性,本文使用上海核工程研究设计院自编的模拟了三种传热机理的程序,对钴靶元件温度分布进行了分析.结果表明,在丧失慢化剂事故工况下,钴靶元件最高温度未超过其熔点.
HAF102要求新建核电厂在设计中考虑严重事故,因此本文选取百万千瓦级核电厂,采用严重事故分析程序MELCOR1.8.3计算分析了大破口失水事故叠加安注失效的严重事故序列,结果表明在24小时内安全壳能保持其完整性.
本文应用严重事故分析程序MELCOR,对百万千瓦级压水堆核电厂全厂断电叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效的严重事故序列进行了计算分析.分析结果表明在24小时内安全壳能保持完整性;但内置换料水箱中的氢爆问题和压力容器内的蒸汽爆炸问题有待进一步研究.
为了在堆外实验中实现核反馈实时模拟,开发了核反馈模拟程序,该程序由三个主要模块组成:反应性反馈模拟、功率控制系统模拟和反应堆模拟.采用的主要物理模型有:点堆模型、一维均匀流体模型、瞬态导热模型等;堆功率控制系统模拟方案为平均温度控制方案;其他辅助计算包括物性参数、几何参数的计算.用Retran-02计算分析数据对模拟程序进行了测试,表明模拟程序的数学模拟正确,运算速度快,计算准确.
本文采用美国爱达荷(Idaho)国立工程试验室研制的CONTEMPT-LT/028(安全壳压力和温度响应)程序,论证百万千瓦级压水堆核电站安全壳喷淋系统设计能否满足标准审查大纲(SRP96版)的要求.通过对一回路大破口失水事故(LOCA)和二回路系统主蒸汽管断裂事故(SLB)各种不同工况的计算分析表明:容量为750m3/h的安全壳喷淋系统设计可满足SRP96版的要求.
利用已有反应堆程序之间的联接或耦合,进行反应堆安全分析,正受到越来越多的关注.反应堆系统分析程序和堆芯子通道分析程序的联接计算可以为反应堆设计提供更精确的结果,并减少过度的保守性,从而在保证反应堆安全性的前提下能有效提高反应堆的经济性.本文将反应堆系统分析程序RELAP5/MOD3和子通道分析程序THAS-PC4进行联接,并选用秦山核电厂失流事故作为计算例证,利用联接程序进行计算和分析.
特殊换热器水力实验采用单项实验与整体水力实验相结合的技术路线.单项实验模拟各种通道,由标定得出流量与压降的关系;整体水力模拟体比例为1:1,并对局部进行了简化.通过实验,确定了特殊换热器一次侧的流量分配和各部分阻力系数,实验数据已用于特殊换热器设计改进.
本文对带有纵向涡发生器矩形窄通道内的强化传热进行了试验研究,得出了Re=3×103-2×104(过渡区和湍流区)的范围内纵向涡发生器安装形式(一侧带纵向涡发生器或两侧带纵向涡发生器)对水的流动与换热特性的影响规律.结果表明:纵向涡发生器对换热有较好的强化作用,同时阻力略有增加,在三种不同比较准则(相同泵功、相同压降及相同质量流量)条件下,两侧带纵向涡发生器的通道综合流动与换热强化效果好于单侧的.