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核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

黄政

黄政. 核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(6): 31-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.06.0031
引用本文: 黄政. 核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(6): 31-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.06.0031
Huang Zheng. Analysis of a Passive Containment Cooling System for NPPs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(6): 31-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.06.0031
Citation: Huang Zheng. Analysis of a Passive Containment Cooling System for NPPs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(6): 31-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.06.0031

核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2014.06.0031
详细信息
    作者简介:

    黄政(1986-),男,硕士研究生。2009年毕业于清华大学工程物理系核工程与核技术专业,获学士学位。现主要从事反应堆热工水力设计和安全分析。

  • 中图分类号: TL364

Analysis of a Passive Containment Cooling System for NPPs

  • 摘要: RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2013-11-14
  • 修回日期:  2014-06-30
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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