本文關(guān)鍵詞：安全殼冷卻系統(tǒng)蒸汽冷凝傳熱研究綜述

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【摘要】：為保證事故條件下核電廠安全殼的完整性,新一代核電廠廣泛采用安全殼冷卻系統(tǒng)對(duì)事故中釋放的蒸汽進(jìn)行冷卻,達(dá)到持續(xù)穩(wěn)定導(dǎo)出堆芯蓄熱與衰變余熱的目的。含不凝性氣體(空氣、氫氣等)的蒸汽在安全殼換熱壁面上的冷凝傳熱成為疏導(dǎo)安全殼內(nèi)部熱量的重要手段。本工作對(duì)核電廠事故條件下含不凝性氣體蒸汽的冷凝傳熱進(jìn)行綜述研究,深入全面分析傳熱過(guò)程,提出針對(duì)性意見(jiàn),為核電廠安全殼冷卻系統(tǒng)的熱工水力研究奠定了基礎(chǔ)。
【作者單位】： 中國(guó)核電工程有限公司;
【關(guān)鍵詞】： 不凝性氣體 蒸汽冷凝 傳熱 綜述
【基金】：863計(jì)劃資助項(xiàng)目(2012AA050906)
【分類號(hào)】：TM623;TL364.3
【正文快照】： 日本福島核事故后,核安全問(wèn)題受到了全社會(huì)的普遍關(guān)注[1]。安全殼是核電廠防止放射性物質(zhì)外泄的最后一道屏障,在任何事故條件下,都必須保證其完整性并控制其內(nèi)部溫度和壓力在設(shè)計(jì)限值內(nèi)[2]。當(dāng)安全殼內(nèi)發(fā)生LOCA(loss of coolant accident)等事故時(shí),一回路中釋放出的高溫高壓冷

【相似文獻(xiàn)】

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10 中國(guó)工程院院士、核反應(yīng)堆及核電工程專家 葉奇蓁;從福島第一核電站事故看我國(guó)核電發(fā)展、核安全與核電裝備業(yè)[N];常州日?qǐng)?bào);2011年

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