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核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究 被引量:1
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作者 杨锦春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期61-63,共3页
为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求,对该系统中的二次侧非能动余热排出(SPRHR)冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明:SPRHR冷凝器具有足够的安全余量,传热性能稳定;S... 为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求,对该系统中的二次侧非能动余热排出(SPRHR)冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明:SPRHR冷凝器具有足够的安全余量,传热性能稳定;Shah和Foster-Zuber关系式可以很好地预测SPRHR冷凝器传热性能。 展开更多
关键词 SPRHR冷凝器 冷凝换热 池式沸腾
原文传递
二次侧非能动余热排出冷凝器传热计算研究
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作者 刘翠波 杨锦春 刘敏华 《化工机械》 CAS 2017年第6期667-671,共5页
依据实际工程要求和试验数据,确定了二次侧非能动余热排出冷凝器(SPRHR冷凝器)的传热准则关系式和传热系数计算流程,并将计算结果和试验结果进行了对比,结果显示该计算方法准确度较高,可用于SPRHR冷凝器的传热计算。
关键词 SPRHR冷凝器 冷凝换热 池式沸腾 传热准则关系式
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