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摘要:
第三代核电厂是国际上最新型的核电厂,设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统以及ESBWR反应堆中均有应用。本文结合热工水力分析程序 RELAP5/MOD3??3,建立自然对流回路模型,利用流体力学推导自然对流计算,同时分别比较验证轻水、氦气以及水的两相流等多种流体的 RELAP5自然对流计算能力。结果分析显示自然对流能力随冷热源高度差以及流体冷热温差的增大而增大;通过与解析结果的比较发现,RELAP5能很好地模拟自然对流现象。在环路流体为单相水和两相水时,RELAP5模拟结果与解析结果基本一致,两种表征参数误差均能控制在5%左右;当环路流体为氦气时,RELAP5模拟误差稍大。
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关键词热度
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文献信息
篇名 先进核电厂自然对流RELAP5计算能力验证
来源期刊 核科学与工程 学科 工学
关键词 自然对流 RELAP5 程序 AP1000 核电厂 ESBWR核电厂
年,卷(期) 2014,(2) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 171-179
页数 9页 分类号 TL333
字数 5782字 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 赵锋 13 42 3.0 6.0
2 张启明 10 35 3.0 5.0
3 殷煜皓 2 1 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
自然对流
RELAP5 程序
AP1000 核电厂
ESBWR核电厂
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核科学与工程
双月刊
0258-0918
11-1861/TL
16开
北京市海淀区阜成路43号
82-603
1981
chi
出版文献量(篇)
2010
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5
总被引数(次)
9150
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