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中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

肖泽军 卓文彬 陈炳德 贾斗南

肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南. 中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究[J]. 核动力工程, 2005, 26(6): 548-553.
引用本文: 肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南. 中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究[J]. 核动力工程, 2005, 26(6): 548-553.
XIAO Ze-jun, ZHUO Wen-bin, CHEN Bing-de, JIA Dou-nan. Transient Characteristic Research on Passive Residual Heat Removal System of Chinese Advanced PWR[J]. Nuclear Power Engineering, 2005, 26(6): 548-553.
Citation: XIAO Ze-jun, ZHUO Wen-bin, CHEN Bing-de, JIA Dou-nan. Transient Characteristic Research on Passive Residual Heat Removal System of Chinese Advanced PWR[J]. Nuclear Power Engineering, 2005, 26(6): 548-553.

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

基金项目: 

2002年度四川省杰出青年学科带头人培养基金项目

详细信息
    作者简介:

    肖泽军(1967—),男,博士,副研究员。2004 年毕业于西安交通大学核科学与技术专业。现主要从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。

    卓文彬(1968—),男,副研究员。1997 年毕业于中国核动力研究设计院,获硕士学位。现主要从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。

    陈炳德(1955—),男,研究员,博士生导师。1982 年毕业于上海交通大学核动力工程专业。现主要从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。

  • 中图分类号: TL33

Transient Characteristic Research on Passive Residual Heat Removal System of Chinese Advanced PWR

  • 摘要: 系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2004-11-20
  • 修回日期:  2005-01-20
  • 网络出版日期:  2025-07-31
  • 刊出日期:  2005-12-15

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