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自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳态性研究
引用本文:张作义,高祖瑛.自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳态性研究[J].中国核科技报告,1992(Z3).
作者姓名:张作义  高祖瑛
作者单位:清华大学核能技术设计研究院 北京 (张作义),清华大学核能技术设计研究院 北京(高祖瑛)
摘    要:对于自然循环低温核供热堆的压水运行工况,在发生丧失全部热阱ATWS事故时,由于功率下降滞后于流量下降,反应堆在事故过程中可能进入低干度两相流不稳定区,堆功率及流量出现较大幅度的振动。本文针对这一现象,分析了物理机制及参数影响,指出通过加大慢化剂负温度系数,或提高堆芯出口过冷度,或减小烟囱面积,可避免出现这种振荡。

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