一体化反应堆非能动余热排出系统中的两相自然循环与传热  

作　　者：Young—Jong Chung Hee-Cheol Kim Bub-Dong Chung Moon-Ki Chung Sung-Quun Zee 赵静（译） 

出　　处：《国外核动力》2009年第6期16-22,共7页Foreign Nuclear Power

摘　　要：在整体事故模拟试验（VISTA）装置上进行了一体化反应堆非能动余热排出系统（PRHRS）的热工水力和自然循环特性研究，将试验研究结果与最佳估算系统分析程序SMART的计算结果进行了比较。VISTA装置由一次系统、二次系统和PRHRS组成，模拟了设计验证程序SMART。试验结果表明：在PRHRS回路中的流体非常稳定。当热交换器淹没在应急冷却水箱（ECT）水中时，PRHRS热交换器能很好地完成其功能，排出来自一次冷却回路侧蒸汽发生器的热量。随着PRHRS的运行，衰变热和焓热从一回路充分地排出。SMART程序预测的在PRHRS中的自然循环特性相当好。从计算结果可以看出，PRHRS热交换器通过冷凝传热可以排出来自一次系统的大多数热量。

关 键 词：非能动余热排出系统 两相自然循环 一体化反应堆 冷凝传热 PRHRS 模拟试验 验证程序 热交换器 

分 类 号：TL353.1[核科学技术—核技术及应用] TL334