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摘要
国内核电站凝汽器发生多起钛管断裂事件，分析显示支撑板跨距偏大是主要原因之一。对美国热交换学会(HEI)凝汽器标准的跨距计算方法适用范围进行探讨，指出核电厂凝汽器在冬季半列等特殊运行工况下热力参数超过标准的适用要求，并提出凝汽器多工况下跨距的修正计算算法。核电厂凝汽器跨距的设计可采用该修正算法，并结合支撑板实际合理的安装情况，综合选取较为保守的方案。结合凝汽器传热学模型和流体弹性激振模型，建立了某核电站凝汽器全年不同海水温度下的单列运行电功率指导图。
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国内核电站凝汽器发生多起钛管断裂事件，分析显示支撑板跨距偏大是主要原因之一。对美国热交换学会(HEI)凝汽器标准的跨距计算方法适用范围进行探讨，指出核电厂凝汽器在冬季半列等特殊运行工况下热力参数超过标准的适用要求，并提出凝汽器多工况下跨距的修正计算算法。核电厂凝汽器跨距的设计可采用该修正算法，并结合支撑板实际合理的安装情况，综合选取较为保守的方案。结合凝汽器传热学模型和流体弹性激振模型，建立了某核电站凝汽器全年不同海水温度下的单列运行电功率指导图。
