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摘要
在核电厂发生堆芯熔化的严重事故条件下,为了避免底板熔穿带来放射性对环境的影响,三代压水堆核电机组很多采用了堆内熔融物滞留技术,这涉及堆腔注水冷却系统的研发,存在能动注入与非能动注入两种工作模式。在能动注入模式中,冷却水在压力容器外表面发生流动沸腾换热;在非能动注入模式中,保守考虑为冷却水在压力容器外表面发生池沸腾换热。对两种运行模式中的沸腾换热进行准确计算是对三代核电机组进行计算分析的前提,本文探讨了两种运行模式中沸腾换热系数和临界热流密度的计算方法,为堆腔注水冷却系统的计算分析提供了一套完整的计算公式。
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单位中国核电工程有限公司
