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冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导向管外侧流道阻力特性实验研究,在不同流量工况下获得了分段压差,并进一步拟合了雷诺数与阻力系数的关系式。实验结果表明,导向管外侧流道压力损失主要集中在堆芯下栅格板处,当反应堆额定工况运行时,单组导向管外侧流量仅为0.196 m3/h。 相似文献
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反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。 相似文献
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堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。 相似文献
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压水反应堆内冷却剂旁漏流流道尺寸多是狭窄缝隙,狭窄缝隙尺寸很敏感,很容易受到系统压力、压差、温度、振动等因素的影响。微小的尺寸变化又会引起阻力系数明显改变,导致试验测得的雷诺数与阻力系数关系曲线与流体动力学基本原理相悖。本文通过开展恒温和升温条件下的狭窄缝隙流动阻力系数试验,研究温度变化对狭窄缝隙流动阻力系数的影响规律。升温试验中维持系统压力、试验本体压差、流量不变,逐渐升高试验流体温度,获得不同温度下的试验本体流动阻力系数。试验结果表明试验流体温度从23℃上升至52℃时,试验本体狭窄缝隙尺寸由于热胀冷缩导致接缝面更贴合,压紧力增大,流动阻力系数增幅达8%。 相似文献
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模块式先进小型压水堆(ACP100)是一种新型一体化小型反应堆,直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上,紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场,开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降,获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数;并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示,主流道内的流动已进入第二自模区,流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同;流动进入自模区后,反应堆模型的阻力系数为常数,阻力系数值为8.02,可直接用于原型反应堆压降计算;额定运行工况下,堆芯入口的流量分配因子值在0.91~1.08,满足设计需求;流量分配罩具有良好的整流作用,模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。 相似文献
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