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摘要
承压热冲击现象在核电厂延寿评估中应被重点关注。本文针对恰希玛核电厂1号机组的压力容器及堆内构件建立了完整的CFD模型,计算了正常工况下压力容器内冷却剂的速度场和温度场分布,计算结果与试验结果符合良好。本文详细研究了蒸汽发生器传热管破裂事故工况下压力容器接管及下降段中冷却剂的热工水力特性,并将计算结果与RELAP5计算结果进行对比,结果表明二者符合良好。本文研究可为反应堆压力容器老化管理评估的计算分析工作提供重要参考。
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单位西安交通大学; 上海核工程研究设计院
