原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统.本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性.研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的.程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的.蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响.较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素.
推荐文章
典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析
非能动安全壳冷却系统
全厂断电事故
热段小破口失水事故
严重事故分析
出口高度对非能动安全壳冷却系统影响
非能动安全壳
狭长空间
自然对流
出口高度
冷却性能
乏燃料池非能动分离式热管冷却系统CFD仿真研究
分离式热管
乏燃料水池
完全非能动冷却系统
数值模拟
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 非能动安全壳冷却系统 分离式热管 自然循环 充液率 冷热芯位差
年,卷(期) 2018,(8) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1423-1430
页数 8页 分类号 TL364.3
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.youxian.0726
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 陶俊 3 3 1.0 1.0
2 谢小飞 2 3 1.0 1.0
3 梁潇 2 3 1.0 1.0
4 程诚 1 3 1.0 1.0
5 陈军 1 3 1.0 1.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (7)
共引文献  (2)
参考文献  (2)
节点文献
引证文献  (3)
同被引文献  (14)
二级引证文献  (0)
2000(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2005(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2008(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2011(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2013(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2017(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2018(0)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(0)
2019(2)
  • 引证文献(2)
  • 二级引证文献(0)
2020(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
非能动安全壳冷却系统
分离式热管
自然循环
充液率
冷热芯位差
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
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
论文1v1指导