高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

肖泽军 卓文彬 陈炳德 贾斗南 周连帮

肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南, 周连帮. 中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究[J]. 核动力工程, 2005, 26(5): 436-442.
引用本文: 肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南, 周连帮. 中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究[J]. 核动力工程, 2005, 26(5): 436-442.
XIAO Ze-jun, ZHUO Wen-bin, CHEN Bing-de, JIA Dou-nan, ZHOU Lian-bang. Research on Steady Characteristic of Passive Residual Heat Removal System of Chinese Advanced PWR[J]. Nuclear Power Engineering, 2005, 26(5): 436-442.
Citation: XIAO Ze-jun, ZHUO Wen-bin, CHEN Bing-de, JIA Dou-nan, ZHOU Lian-bang. Research on Steady Characteristic of Passive Residual Heat Removal System of Chinese Advanced PWR[J]. Nuclear Power Engineering, 2005, 26(5): 436-442.

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

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资助

详细信息
    作者简介:

    肖泽军(1967—),男,博士,副研究员。1992年毕业于西安交通大学反应堆工程专业。现主要从事反应堆安全传热及两相流方面的研究。

    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

Research on Steady Characteristic of 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稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  7
  • HTML全文浏览量:  2
  • PDF下载量:  0
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2004-10-08
  • 修回日期:  2004-11-15
  • 网络出版日期:  2025-07-31
  • 刊出日期:  2005-10-15

目录

    /

    返回文章
    返回