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Mid-loop运行主管道临界液位研究

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核电厂反应堆冷却剂系统在Mid-loop运行期间,余热排出系统吸入管口进气将直接影响反应堆的安全.本文搭建了小比例的Mid-loop运行试验系统,在不同吸入管进水流量下,针对主管道液面在逐渐下降过程中吸入管口出现的不同现象进行了可视化研究,在主管道液位下降的过程中出现了三个典型阶段:漩涡形成、临界液位和大量进气.同时,通过液位计测得了临界液位,分析了流量对临界液位的影响规律,并基于Fr数给出了计算无量纲液位的关联式,计算值和试验值吻合的较好,误差基本在±6％以内.

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来源
《中国工程热物理学会2014年年会》|2014年|1-6|共6页
会议地点西安
作者
武心壮; 邱健; 夏栓; 黄秀杰; 穆阳; 王进仕;
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作者单位

中国工程热物理学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类 TL353.1;
关键词
核电厂反应堆; 冷却剂系统; 半管运行; 临界液位;

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