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自然循环及堆芯再淹没两相流动

传热试验研究及模型评价 [2020HNJ09]

“自然循环及 绝缘、再淹没实验工况稳定控制、PRHR HX 试
堆芯再淹没两相流 验段研制、高精度温度测量、自然循环两相流
动传热试验研究及 动系统建立等关键技术，并形成以下创新点：
模型评价”项目来 （1）自主研制
源于大型先进压水 的热电偶解决了热
堆核电站重大专 电偶与加热元件的
项，属于反应堆热 高温绝缘问题，提
工水力、堆芯安全 高了测点密度，实
分析领域。 现了元件壁温的快
大破口事故下 速准确测量；
的堆芯再淹没过程 （2）自主设计
二 和非能动余热排出 的堆芯再淹没原型
等 热 交 换 器（PRHR 事故工况模拟控制技术解决了堆芯再淹没阶段
奖
HX）的自然循环两相流动传热行为是对反应堆 加热元件易烧毁的问题；

安全有重要影响的两个热工水力现象，但现有 （3）自主研制的高压温度测温组件实现了
安全分析模型存在不确定、不保守的问题。大 高压管内流体温度的高精度测量；
型先进压水堆在 AP1000 的基础上进行功率放 （4）获得了一次侧与 AP1000 等温等压条
大，上述问题将更加突出。 件下的 PRHR HX 等尺寸 C 形管的自然循环传热
为推进我国大型先进压水堆自主化研发， 关系式。
该项成果为自主研发，授权专利 2 项，发
表文章 EI 收录 4 篇，国际期刊文章 1 篇，国际
会议文章 4 篇，拥有自主知识产权。关键技术
全部自主可控，总体技术达到国际先进水平。
研究成果已应用于大型先进压水堆设计和安全
分析相关评估工作，有助于解决原有传热分析
模型的不保守、不确
项目针对 PRHR HX 自然循环及堆芯再淹没过程 定性问题，改进现有
中的两相流动传热现象，建立了 AP1000 PRHR 安全分析程序，减小
HX 原型 C 形管自然循环试验装置和 8×8 全长 设计的过分保守性，
棒束再淹没试验装置，在国内首次开展了与原 获得更大的经济效
型等温等压的自然循环试验及国内最大规模的 益。
堆芯再淹没试验，获得了设计和安全评审需要 该成果对于推进我国大型先进压水堆自主化
的数据，并进行了自然循环及再淹没传热的机 研发，促进我国堆芯设计和安全分析技术的发展
理分析和模型评价。研究突破了直接加热棒束 有着重要意义。

完成单位：中国原子能科学研究院
通信地址：北京 275 信箱 65 分箱
联.系.人：徐莉..电话：010-69358980..传真：010-69359956
电子信箱：xuli@ciae.ac.cn

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