【摘 要】
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AP1000小破口事故后,稳压器及波动管装置内有可能会发生CCFL现象,影响ADS4阶段一回路泄压特性及反应堆堆芯水装量.本文为研究核电厂中稳压器及波动管一体装置内CCFL特性,以AP
【机 构】
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西安交通大学,多相流国家重点试验室核科学与技术学院,陕西西安,710049;西安交通大学,陕西省先进核能技术重点试验室,陕西西安,710049西安交通大学,多相流国家重点试验室核科学与技术学院,陕西西
【出 处】
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2016年中国电机工程学会核能发电分会学术交流会
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AP1000小破口事故后,稳压器及波动管装置内有可能会发生CCFL现象,影响ADS4阶段一回路泄压特性及反应堆堆芯水装量.本文为研究核电厂中稳压器及波动管一体装置内CCFL特性,以AP1000核电厂为原型,按1∶4模化比例设计建造了稳压器及波动管一体化装置CCFL试验回路SULIC,以常温常压空气-水为介质,开展了稳压器及波动管装置内的CCFL起始和CCFL发展可视化试验.试验中,利用高速摄像仪记录了CCFL瞬态现象,观测到了大管径波动管及稳压器一体化装置内的特殊两相逆流现象;并获取了能够还原反应堆实际工况的CCFL起始和CCFL发展的瞬态及稳态核级数据.基于本试验数据,分析并提出了稳压器及波动管装置内两相逆流过程分区发展定义,拟合得到了可用于稳压器及波动管一体化装置的CCFL试验模型.将SULIC试验的可视化现象及稳态数据与相关研究结果对比发现,大管径波动管试验件内的CCFL机理现象与小管径波动管内CCFL机理现象不同;本试验数据适用于核电厂原型稳压器及波动管装置内的CCFL特性模型开发,为小破口事故后反应堆安全预测提供试验数据及模型支撑.
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