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压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备。RPV支座的温度场特性对其下方支承混凝土影响至关重要。通过开展试验研究,验证支座设计和布置的合理性,分析不同支座入口风速对底面温度的影响,为后续进风系统优化提供参考。设计和制造与工程中等比例大小的压力容器支座试验件和试验台架,对压水堆核电厂反应堆压力容器支座温度场特性进行试验研究。研究结果表明,支座底面温度场分布不均匀,呈近似"抛物线"形式,且关于支座纵向中心线对称分布;支座底面最高温度约38℃,小于限值93℃要求,验证了支座设计和布置的合理性。 相似文献
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液柱碎化是熔融物和冷却剂相互作用(FCI)粗混合阶段的关键物理现象，在安全分析时需建立液柱碎化模型。本文将实验验证和理论分析相结合，开展了高温熔融液柱与冷却剂相互作用实验；建立了不同沸腾条件下的液柱表面膜态沸腾模型和液柱表面不稳定波生长模型；再考虑不稳定波断裂和熔融物的脱离，构建起完整的熔融液柱水力学碎化模型。用该水力学碎化模型对不同沸腾条件下的熔融液柱碎化行为进行了预测。预测结果表明，实验得到的碎片中位直径和碎裂长度与模型预测结果符合较好，且能进一步应用于典型反应堆原型材料FCI实验的液柱碎化预测。 相似文献
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