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严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证
1
作者
杨小明
李贺
+2 位作者
刘杰斌
马如冰
元一单
《哈尔滨工程大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第7期1131-1136,共6页
针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模...
针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模型以及上升段的压降计算模型,并利用非能动安全壳热量导出系统系统性能综合实验对上述模型进行了验证。设计工况下的排热功率计算值与实验值误差为2.25%;非设计工况下,在二元和三元气体工况功率较高时,计算排热功率与实验值十分接近,而随着工况功率降低,计算排热功率略高于实验功率,计算偏差有所增大,但均在30%以内,满足一般的热工水力及严重事故计算需求。
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关键词
严重事故软件
非能动安全壳热量导出系统
传热模型开发
对流换热
凝结换热
模型
验证
热工水力
“华龙一号”
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职称材料
题名
严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证
1
作者
杨小明
李贺
刘杰斌
马如冰
元一单
机构
中国核电工程有限公司中核核电安全严重事故研究重点实验室
出处
《哈尔滨工程大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第7期1131-1136,共6页
基金
国家重点研发计划(2019YFB1900700).
文摘
针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模型以及上升段的压降计算模型,并利用非能动安全壳热量导出系统系统性能综合实验对上述模型进行了验证。设计工况下的排热功率计算值与实验值误差为2.25%;非设计工况下,在二元和三元气体工况功率较高时,计算排热功率与实验值十分接近,而随着工况功率降低,计算排热功率略高于实验功率,计算偏差有所增大,但均在30%以内,满足一般的热工水力及严重事故计算需求。
关键词
严重事故软件
非能动安全壳热量导出系统
传热模型开发
对流换热
凝结换热
模型
验证
热工水力
“华龙一号”
Keywords
severe accident code
passive containment heat removal system(PCS)
heat transfer model development
convective heat transfer
condensation heat transfer
model validation
thermal-hydraulic
HPR1000
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
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1
严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证
杨小明
李贺
刘杰斌
马如冰
元一单
《哈尔滨工程大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023
0
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职称材料
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