發(fā)布時間：2018-06-09 23:03

  本文選題：堆艙非能動冷卻系統(tǒng) + 不凝結(jié)氣體��； 參考：《原子能科學(xué)技術(shù)》2017年04期

【摘要】：海洋核動力平臺以輸出電能和生產(chǎn)淡水為目標(biāo),為國家海洋能源戰(zhàn)略提供保障。針對嚴(yán)重事故下海洋核動力平臺堆艙安全性問題,在其堆艙非能動冷卻系統(tǒng)(PCCS)方案的基礎(chǔ)上,提出采用三維冷凝換熱與一維自然循環(huán)流動換熱耦合計算的方法,利用Fluent軟件并結(jié)合UDF編程,建立堆艙含不凝結(jié)氣體環(huán)境的蒸汽冷凝與艙外海水自然循環(huán)耦合換熱模型,并分析失水事故(LOCA)條件下PCCS的熱工水力行為特性。結(jié)果表明,PCCS能實現(xiàn)對噴放蒸汽的長期冷卻,可有效降低LOCA后的堆艙溫度與壓力,為保障嚴(yán)重事故后的堆艙安全性提供可行措施。相關(guān)分析方法也可為開展海洋核動力平臺PCCS分析設(shè)計提供指導(dǎo)。
[Abstract]:The marine nuclear power platform aims at generating electricity and producing fresh water, which provides guarantee for the national marine energy strategy. In view of the safety problem of marine nuclear power platform under serious accident, based on its passive cooling system (PCCSS) scheme, a method for calculating the coupling of three-dimensional condensation heat transfer and one-dimensional natural circulation heat transfer is proposed. By using fluent software and UDF programming, a coupled heat transfer model between steam condensation and natural circulation of seawater in reactor tank containing uncondensed gas was established, and the characteristics of thermohydraulic behavior of PCCS under the condition of lost water accident (LOCA) were analyzed. The results show that PCCS can realize the long-term cooling of ejected steam, can effectively reduce the temperature and pressure of the reactor tank after LOCA, and provide feasible measures to ensure the safety of the reactor tank after serious accidents. Correlation analysis method can also provide guidance for PCCS analysis and design of marine nuclear power platform.
【作者單位】： 武漢第二船舶設(shè)計研究所熱能動力技術(shù)重點實驗室;哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院;
【基金】：國家自然科學(xué)基金資助項目(51406138) 湖北省自然科學(xué)基金資助項目(2015CFB521)
【分類號】：TL364

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本文編號：2001127