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再淹没传热试验数据分析及模型评价

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大破口事故下堆芯再淹没过程对于评价应急堆芯冷却系统有效性和估算反应堆安全裕度非常关键.为给大型先进压水堆安全分析提供试验支持,中国原子能科学研究院开展了8×8棒束元件再淹没传热试验.试验表明,带搅混翼格架会增强换热.研究了注水速率,注水温度及加热功率对再湿速度的影响.将实验得到的再湿速度与热传导理论进行比较发现,在低流量区,一维热传导的解与实验值比较符合,在高流量区,二维热传导的解与实验值符合较好.采用实验数据对RELAP5/MOD3.3的再淹没模型进行评价,结果显示程序较好的预测了骤冷时间,但是元件最高温度偏差较大.

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来源
《中国核学会2026年学术年会》|2017年|480-485|共6页
会议地点山东威海
作者
LV Yu-feng; 吕玉凤; CHEN Yu-zhou; 陈玉宙; DUAN Ming-hui; 段明慧; ZHAO Min-fu; 赵民富; ZHANG Dong-xu; 张东旭;
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作者单位

中国核学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类 TL421.1:TL375.6;
关键词
压水堆; 冷却系统; 再淹没传热试验; 数据分析; 模型评价;

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