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某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证

张士朋

张士朋. 某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证[J]. 核动力工程, 2018, 39(S2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180
引用本文: 张士朋. 某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证[J]. 核动力工程, 2018, 39(S2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180
Zhang Shipeng. Verification of Thermal Cooling Capacity for a Spent Fuel Pool Expansion in a 1000 MW PWR Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(S2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180
Citation: Zhang Shipeng. Verification of Thermal Cooling Capacity for a Spent Fuel Pool Expansion in a 1000 MW PWR Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(S2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180

某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180
详细信息
    作者简介:

    张士朋(1990—),男,博士研究生,工程师,现主要从事反应堆结构力学分析和优化研究

  • 中图分类号: TL331

Verification of Thermal Cooling Capacity for a Spent Fuel Pool Expansion in a 1000 MW PWR Nuclear Power Plant

  • 摘要: 针对国内某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容项目,使用计算流体力学(CFD)和理论分析方法,验证了扩容后的乏燃料水池热工冷却能力。在乏燃料水池至少存在一列反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)运行的冷却工况下,乏燃料水池平均水温均满足相应的验收准则,局部最高水温和燃料包壳最高温度均低于当地水的饱和温度。在2列PTR系统均失效的失去冷却工况下,计算出了乏燃料水池平均水温加热到沸腾温度的时间和燃料格架裸露的时间,为运行干预提供了指导。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2018-09-04
  • 修回日期:  2018-11-20
  • 网络出版日期:  2025-02-09

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