Mid—loop工况主管道液位分析

• 作者: 苏夏
• 来源期刊: 核电工程与技术
• 学科: 工学
• 关键词: 核电站 Mid-loop 数值模拟
• 年，卷（期）: 2007,（2）
• 页码范围: 18-24
• 页数: 7页
• 分类号: TM623

摘要

在压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主管道会疏水至Mid—loop（半充水）运行工况。此时液位太低将会引起余热排出泵因吸入空气而失效，而丧失余热排出事故将会导致堆芯裸露，以及随后燃料包壳的损坏，严重时甚至造成放射性裂变产物向外界环境释放。本文应用基于有限体积法的CFD软件FLUENT对Mid—loop工况进行冷态模拟，确定不出现冷却丧失的主管道低液位限值，为设计和运行提供依据。计算结果表明当反应堆冷却剂管道液位低于360mm时，就会出现吸空，造成余热排出泵失效。计算结果需进行试验验证，以应用于工程实践。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	苏夏		7	26	3.0	5.0