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一种非能动余热排出系统设计方案

袁潇 彭敏俊 夏庚磊 刘新凯

袁潇, 彭敏俊, 夏庚磊, 刘新凯. 一种非能动余热排出系统设计方案[J]. 核动力工程, 2014, 35(5): 53-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053
引用本文: 袁潇, 彭敏俊, 夏庚磊, 刘新凯. 一种非能动余热排出系统设计方案[J]. 核动力工程, 2014, 35(5): 53-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053
Yuan Xiao, Peng Minjun, XiA Genglei, Liu Xinkai. Design and Simulation of Passive Residual Heat Removal System for Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(5): 53-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053
Citation: Yuan Xiao, Peng Minjun, XiA Genglei, Liu Xinkai. Design and Simulation of Passive Residual Heat Removal System for Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(5): 53-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053

一种非能动余热排出系统设计方案

doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053
详细信息
    作者简介:

    袁潇(1988—),女,硕士研究生。2014年毕业于哈尔滨工程大学核科学与技术学院核能科学与工程专业,获硕士学位。现主要从事核动力装置运行与仿真研究。

    彭敏俊(1968—),男,博士研究生导师。2000年毕业于哈尔滨工程大学动力与核能工程学院轮机工程专业,获博士学位。现主要从事核动力装置运行与仿真、热工水力方向的研究与教学。

    夏庚磊(1983—),男,博士研究生。2011年毕业于哈尔滨工程大学核科学与技术学院核能科学与工程专业,获硕士学位。现主要从事核动力装置运行与仿真研究。

  • 中图分类号: TL331

Design and Simulation of Passive Residual Heat Removal System for Nuclear Power Plants

  • 摘要: 非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,应能够在较长时间内提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。提出一种非能动空气冷却余热排出系统(PRHRS)方案,利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,既可以满足事故初期快速冷却的要求,又能保证非能动余热排出系统在相当长一段时间内的可靠运行。基于自然循环系统特性对所设计的PRHRS系统进行设计计算,并使用RELAP5程序对全厂断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,以验证设计的合理性。反应堆热工水力动态特性的结果表明,该系统可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2013-09-22
  • 修回日期:  2014-08-15
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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