【摘 要】
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反应堆半充水运行期间的核安全问题不容忽视,目前已有的对半充水运行工况的研究对模块式反应堆并不适用。为了研究半充水运行期间反应堆压力容器液位对余热排出泵运行的影响,
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
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反应堆半充水运行期间的核安全问题不容忽视,目前已有的对半充水运行工况的研究对模块式反应堆并不适用。为了研究半充水运行期间反应堆压力容器液位对余热排出泵运行的影响,本文通过计算流体力学方法,对模块式反应堆半充水工况反应堆的排水过程进行了数值模拟研究,并与实际工程比较以验证分析方法的可靠性。研究结果表明本文采用的分析方法合理可靠。当反应堆压力容器液位下降到高出余热排出接管中心324 mm左右时,余热排出接管内含气率接近余热排出泵正常运行限值,此后反应堆液位继续下降,余热排出接管内的含气率迅速增加。因此模块式反
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