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堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究

刘斌 陈德奇 潘良明

刘斌, 陈德奇, 潘良明. 堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究[J]. 核动力工程, 2013, 34(2): 5-8.
引用本文: 刘斌, 陈德奇, 潘良明. 堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究[J]. 核动力工程, 2013, 34(2): 5-8.
LIU Bin, CHEN Deqi, PAN Liang-ming. Experimental Investigation of Hot Block Rewetting Process during Nuclear Reactor Emergency Cooling[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(2): 5-8.
Citation: LIU Bin, CHEN Deqi, PAN Liang-ming. Experimental Investigation of Hot Block Rewetting Process during Nuclear Reactor Emergency Cooling[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(2): 5-8.

堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究

基金项目: 

国家自然科学基金(51106142)

中央高校基本科研业务费资助重点项目(CDJZR10145501)

详细信息
    作者简介:

    刘斌(1985—),男,硕士。2009年毕业于重庆大学热能与动力工程专业,获学士学位。现主要从事反应堆热工水力、汽泡动力学等科研工作。陈德奇(1981—),男,博士。2010年毕业于重庆大学动力工程及工程热物理专业,获博士学位。现主要从事汽泡动力学、沸腾两相流动的研究。潘良明(1970—),男,教授。2002年毕业于重庆大学工程热物理专业,获博士学位。现主要从事反应堆热工水力分析、核电站安全分析等教学科研工作。

  • 中图分类号: TL364+.4;TK124

Experimental Investigation of Hot Block Rewetting Process during Nuclear Reactor Emergency Cooling

  • 摘要: 实验模拟核反应堆堆芯失水后堆芯熔融物和被加热压力容器壁等热块再淹没时的应急冷却过程。实验研究发现,液滴飞溅对热块钢板起到了预冷作用,在淹没液位上升的过程中,热块纵向导热越来越强,被淹没位置具有很高的中心冷却速率;热块被淹没位置的中心冷却速率并不随浸没速率单调变化,而是在一定区间内呈起伏变化,这说明在某个淹没速率下存在一个最小中心冷却速率的区间,因此在进行应急冷却时要避免这个区间;在高温情况下,冷却的初始温度对中心冷却速率影响不大。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2011-04-29
  • 修回日期:  2012-01-15
  • 网络出版日期:  2025-03-08
  • 刊出日期:  2013-04-25

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