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核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究

杨锦春

杨锦春. 核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究[J]. 核动力工程, 2018, 39(1): 61-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061
引用本文: 杨锦春. 核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究[J]. 核动力工程, 2018, 39(1): 61-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061
Yang Jinchun. Study on Heat Exchange Experiment Characteristics of SPRHR Condenser for Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(1): 61-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061
Citation: Yang Jinchun. Study on Heat Exchange Experiment Characteristics of SPRHR Condenser for Nuclear Power Plants[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(1): 61-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061

核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061
详细信息
    作者简介:

    杨锦春(1965—),男,高级工程师,现从事核级承压设备审核工作

  • 中图分类号: TL33

Study on Heat Exchange Experiment Characteristics of SPRHR Condenser for Nuclear Power Plants

  • 摘要: 为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求,对该系统中的二次侧非能动余热排出(SPRHR)冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明:SPRHR冷凝器具有足够的安全余量,传热性能稳定;Shah和Foster-Zuber关系式可以很好地预测SPRHR冷凝器传热性能。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2017-02-15
  • 修回日期:  2017-10-22
  • 网络出版日期:  2025-02-09
  • 刊出日期:  2025-02-09

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