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  核技术  2018, Vol. 41 Issue (3): 030602   DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.030602
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胡健, 石兴伟, 雷蕾, 许超, 温丽晶, 乔雪冬. CERT试验台架传热特性比例分析失真评价[J]. 核技术, 2018, 41(3): 030602. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.030602. [复制中文]
HU Jian, SHI Xingwei, LEI Lei, XU Chao, WEN Lijing, QIAO Xuedong. Assessment of heat transfer phenomenon scaling distortion in CERT[J]. Nuclear Techniques, 2018, 41(3): 030602. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.030602.
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基金项目

国家科技重大专项项目(No.2015ZX06002007)资助

第一作者

胡健, 男, 1988年出生, 2014年于哈尔滨工程大学获硕士学位, 现主要从事反应堆热工水力分析及试验研究工作

通信作者

温丽晶, E-mail:wenlj718@sina.com

文章历史

收稿日期: 2017-09-08
修回日期: 2017-10-06
CERT试验台架传热特性比例分析失真评价
胡健, 石兴伟, 雷蕾, 许超, 温丽晶, 乔雪冬     
环境保护部 核与辐射安全中心 北京 100082
摘要: 非能动安全壳冷却系统(Passive containment cooling system,PCS)是大型先进压水堆核电厂专设安全系统之一,壳外冷却水膜在事故发生后对壳内的降温降压过程有着重要的作用。为了分析LOCA(Loss of Coolant Accident)事故工况下PCS整体响应过程的主要传热现象,验证PCS设计水膜覆盖率的安全裕度,本文利用安全壳专用分析程序分别对PCS原型系统和模拟试验台架(Containment safety vErification via integRal Test,CERT)进行建模,分析基准工况和恶劣工况下安全壳内的传热相关无量纲参数群(∏群)及其相似准则数(∏比)的变化,比较影响PCS降温降压能力的不同能量传递方式的重要程度,同时对其在试验台架上出现的失真度进行评价。结果表明,安全壳外冷却水膜建立后,壳内破口能量主要通过壳内壁面蒸汽冷凝和壳外壁面水膜蒸发载出,相应物理现象在台架模拟试验中应优先准确模拟;此阶段壳内热阱传热失真度较大,但由于其换热量很低可以忽略不计。通过传热特性失真评价认为,CERT试验台架可以有效模拟原型PCS在小水膜覆盖率时的传热现象。
关键词: 非能动安全壳    水膜覆盖率    比例分析    传热特性    失真评价    
Assessment of heat transfer phenomenon scaling distortion in CERT
HU Jian , SHI Xingwei , LEI Lei , XU Chao , WEN Lijing , QIAO Xuedong     
Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China
Received date: 2017-09-08; accepted date: 2017-10-06
Supported by National Science and Technology Major Project (No.2015ZX06002007)
First author: HU Jian, male, born in 1988, graduated from Harbin Engineering University with a master's degree in 2014, focusing on thermal hydraulic analysis and experimental research of nuclear power
Corresponding author: WEN Lijing, E-mail:wenlj718@sina.com
Abstract: Background: The cooling liquid film is very important during the depressurization and cooling down process of the passive containment cooling system (PCS) which is part of the passive reactor safety design. Purpose: This study aims to analyze the main heat transfer phenomenon in PCS overall response process during loss of coolant accident (LOCA) accident and to verify the design liquid film coverage safety margin. Methods: The calculating model of integral test facility and PCS prototype were established respectively using passive containment safety analysis code. Based on scaling analysis, the ∏ (similarity number) related to heat transfer in containment and the ∏ ratio between test facility and prototype were obtained in both base and severe accident condition. The importance degrees of different heat transfer modes affecting the containment cooled down were compared, and the heat transfer distortion was assessed. Results: After the cooling liquid film was established, the break energy was mainly carried out by steam condensation inner shell and the liquid evaporation outer shell. The condensation and evaporation phenomenon was simulated accurately in the containment integral test. Conclusion: Since the energy absorbed by heat sinks is tiny, its relatively large heat transfer distortion could be neglected. The assessment of heat transfer phenomenon scaling distortion show that the integral test facility could simulate heat transfer process of PCS prototype in low liquid film coverage condition effectively.
Key Words: PCS    Liquid film coverage    Scaling analysis    Heat transfer phenomenon    Distortion assessment    

非能动安全壳冷却系统(Passive containment cooling system, PCS)是大型先进压水堆核电厂专设安全系统之一。在事故情况下,一回路泄漏的高温高压水向安全壳内释放大量质能,安全壳温度和压力升高,PCS启动后,壳内蒸汽在钢制安全壳内壁面被冷凝,热量通过壳体导出,并通过依重力作用覆盖在壳体外壁面的冷却水水膜进行传热;冷却水膜被加热甚至蒸发后形成的水蒸汽随安全壳外表面、空气导流板和屏蔽构筑物形成的环腔内的空气进入大气,实现高温高压蒸汽能量向环境的输运,从而降低安全壳内的温度和压力,保证安全壳的纵深防御功能[1]。为验证PCS的安全性能,国内外大量的缩比例单项和整体性试验台架被建成以完成相关的机理研究和设计验证工作,Kang等[2-3]通过实验分析和程序模拟对安全壳的水膜蒸发传质进行了研究。Spencer等[4-5]研究了PCS整体性能试验各子系统比例分析方法以及事故不同阶段应关注的重要物理现象。基于比例分析技术,刘卓等[6-7]分别对PCS壳内液膜冷凝和壳外蒸发现象的失真度和不确定度进行了评定。叶成等[8-9]使用WGOTHIC程序对PCS的响应过程进行模拟计算,该程序可有效模拟安全壳原型和整体试验的传热传质现象。

整体性能试验是验证PCS可靠性和最小水膜覆盖率适宜性的重要方法,课题拟在非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架(Containment safety vErification via integRal Test, CERT)上开展验证试验,该台架位于国核能源实验室开封基地。为保证在小水膜覆盖率情况下原型PCS中的关键物理现象能在试验台架上复现,需在试验开展前对台架相关物理现象进行失真度分析,确保试验的有效性。本文利用安全壳专用分析程序分别对PCS原型系统和CERT试验台架进行建模,分析LOCA (Loss of Coolant Accident)事故工况下影响PCS响应过程的主要传热现象,比较影响PCS降温降压能力的不同能量传递方式的重要程度,并对其在试验台架上出现的失真度进行评价。

1 理论方法 1.1 PCS系统介绍及模型建立

PCS系统主要由钢制安全壳体、壳内空间、壳外环腔通道、壳外冷却水系统、破口喷放管道等组成。CERT试验台架是参照原型电站建造的1/8缩比例试验设施。该台架能够模拟不同事故工况下安全壳内的质能释放、壳外冷却水膜覆盖及环腔空气对流等综合作用机制。

采用安全壳专用分析程序分别对原型PCS系统和试验台架建模,主要参数包括控制体参数、流道参数、热构件参数、传热系数类型参数、材料类型参数、边界条件、初始条件和程序控制参数等。控制体的划分如图 1所示。该程序可模拟安全壳钢结构由内向外蒸汽冷凝、钢壳导热、液膜蒸发、环腔空气对流传热和不同壁面间辐射传热的过程。壳体和导流板沿周向分为8个部分,包含4个由壳外冷却水膜覆盖的湿区和4个干区,每个区沿高度方向又分为8层,与控制体沿高度方向的划分相对应,构建成整个壳体和壳外导流板;程序中的壳壁区模块将壳内外的传热传质联系起来,形成热量由内至外的传热体系。模型设定每个热阱的连接位置、表面积、初始温度、材质和厚度、传热类型和用于修正传热传质关系式的包络因子等。为了验证模型的可靠性,分别使用初步安全分析报告和台架早期试验数据与同工况下原型和台架的模型计算结果进行对比,结果表明计算模型具有一定的保守性,且偏差在可接受范围之内[10]

图 1 PCS模型节点划分示意图 Figure 1 Nodalization diagram of PCS model
1.2 PCS传热现象分析

基于现象识别和评级排序表(Phenomena Identification and Ranking Table, PIRT),采用复杂系统整体效应分析方法学中的多级双向比例分析(Hierarchical Two-Tiered Scaling, H2TS)方法[11],对LOCA事故过程中影响壳内压力缓解的各物理现象进行比例分析,确定相关的重要$\Pi $群。事故发生后破口能量能否有效载出是保证安全壳长期冷却和壳体完整性的关键因素,所以与传热相关的现象是PCS安全分析应该重点关注的内容,主要包括壳内壁面的冷凝传热、壳内热阱吸热和壳外冷却水膜蒸发传热。

对于壳外冷却水膜稳定建立后的准稳态阶段,壳内空间压力变化率较小,以壳内自由气体空间为控制体,建立壳内压力变化率方程:

$ \begin{align} & \frac{{{V}_{{\rm ct}}}}{\gamma-1}\frac{\operatorname{d}{{P}_{{\rm ct}}}}{\operatorname{d}t}={{(\dot{m}{{h}_{{\rm stm}}})}_{{\rm brk}}}-{{{\dot{m}}}_{{\rm sh, in, stm}}}{{h}_{{\rm ct, stm}}}-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{h}_{{\rm sh, in}}}{{A}_{{\rm sh, in}}}({{T}_{{\rm ct}}}-{{T}_{{\rm sh, in, surf}}})-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{\varepsilon }_{{\rm ct-sh, in}}}\sigma A(T_{{\rm ct}}^{4}-T_{{\rm sh, in}}^{{\rm 4}})-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \sum\limits_{n}{{{{\dot{m}}}_{{\rm sink, stm, }i}}{{h}_{{\rm ct, stm}}}}- \\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \sum\limits_{n}{{{h}_{{\rm conv, sink, }i}}{{A}_{{\rm sink, }i}}({{T}_{{\rm ct}}}-{{T}_{{\rm sink, surf, }i}})}- \\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \sum\limits_{n}{{{\varepsilon }_{{\rm ct-sink, surf, }i}}\sigma A(T_{\operatorname{ct}}^{4}-T_{{\rm sink, surf, }i}^{4})}\, \, \, \\ \end{align} $ (1)

壳外传热过程以冷却水膜作为研究对象建立控制方程:

$ \begin{align} & \frac{\operatorname{d}{{(mh)}_{{\rm film}}}}{\operatorname{d}t}={{{\dot{m}}}_{{\rm film, in}}}{{h}_{{\rm cl, in}}}-{{{\dot{m}}}_{{\rm film, out}}}{{h}_{{\rm cl, out}}}+ \\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{h}_{{\rm sh-film}}}{{A}_{{\rm sh}}}{{\alpha }_{{\rm film}}}\left( {{T}_{{\rm sh, out}}}-{{T}_{{\rm film}}} \right)-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{{{\dot{m}}''}}_{{\rm cl, evap}}}{{A}_{{\rm sh}}}{{\alpha }_{{\rm film}}}{{h}_{{\rm fg}}}-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{h}_{{\rm conv, film-ri}}}{{A}_{{\rm sh}}}{{\alpha }_{{\rm film}}}({{T}_{{\rm film}}}-{{T}_{{\rm ri}}})-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{\varepsilon }_{{\rm film-ri}}}\sigma (T_{{\rm film}}^{{\rm 4}}-T_{{\rm ri}}^{{\rm 4}}) \\ \end{align} $ (2)

式中:下标ct表示壳内自由空间;sh表示壳体;sink表示热阱;film表示壳外冷却水膜。由于安全壳内外壁面和热阱传热量主要包括冷凝传热、蒸发传热、辐射传热和对流传热,根据其传热机理可将式(1)和(2)简化为:

$ \begin{align} & \frac{{{V}_{{\rm ct}}}}{\gamma-1}\frac{\operatorname{d}{{P}_{{\rm ct}}}}{\operatorname{d}t}={{Q}_{{\rm brk}}}-({{Q}_{{\rm cond, sh, in}}}{\rm +}{{Q}_{{\rm conv, sh, in}}}{\rm +}{{Q}_{{\rm rad, sh, in}}})-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {{\ }^{{}}}(\sum\limits_{n}{{{Q}_{{\rm cond, sink}, i}}}{\rm +}\sum\limits_{n}{{{Q}_{{\rm conv, sink}, i}}}{\rm +}\sum\limits_{n}{{{Q}_{{\rm rad, sink}, i}}}) \\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {\rm =}{{Q}_{{\rm brk}}}-{{Q}_{{\rm sh, in}}}-\sum\limits_{n}{{{Q}_{{\rm sink}, i}}} \\ \end{align} $ (3)
$ \begin{align} & \frac{\operatorname{d}{{(mh)}_{{\rm film}}}}{\operatorname{d}t}={{Q}_{{\rm film, in}}}-{{Q}_{{\rm film, out}}}+{{Q}_{{\rm film}}}-\\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ ({{Q}_{{\rm evap, sh, in}}}{\rm +}{{Q}_{{\rm conv, sh, in}}}{\rm +}{{Q}_{{\rm rad, sh, in}}}) \\ & \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ {\rm =}\Delta {{Q}_{{\rm cl}}}+{{Q}_{{\rm film}}}-{{Q}_{{\rm sh, out}}} \\ \end{align} $ (4)

不同的传热机理在能量载出过程中发挥的重要程度不同。根据程序计算结果可知,事故后PCS运行过程中,壳内冷凝和壳外蒸发传热功率的量级为100-200,对流传热功率的量级为1,辐射传热功率的量级为10-7,显然壳内冷凝和壳外蒸发传热在PCS能量载出过程中占主导作用,是事故后壳内压力得以缓解的主要途径。

由事故进程变化采用破口喷放功率${{Q}_{{\rm brk}}}$作为参考值对式(3)和(4)进行无量纲化处理,根据PIRT表给出的物理现象重要度评级,等级较高的无量纲数$\Pi $${{\Pi }_{{\rm sh, in}}}={{{Q}_{{\rm sh, in}}}}/{{{Q}_{{\rm brk}}}}\;$${{\Pi }_{{\rm sink}}}={\sum\limits_{n}{{{Q}_{{\rm sink}, i}}}}/{{{Q}_{{\rm brk}}}}\;$${{\Pi }_{{\rm sh, out}}}={{{Q}_{{\rm sh, out}}}}/{{{Q}_{{\rm brk}}}}\;$。为保证台架关键物理现象与原型相似,需使事故过程中台架和原型的上述三个无量纲数的比值尽可能为1,即:

$ \begin{align} & {{\Pi }_{{\rm sh, in, }R}}{\rm =}\frac{{{\Pi }_{{\rm sh, in, model}}}}{{{\Pi }_{{\rm sh, in, prototype}}}}{\rm =}1 \\ & {{\Pi }_{{\rm sink, }R}}{\rm =}\frac{{{\Pi }_{{\rm sink, model}}}}{{{\Pi }_{{\rm sink, prototype}}}}{\rm =}1 \\ & {{\Pi }_{{\rm sh, out, }R}}{\rm =}\frac{{{\Pi }_{{\rm sh, out, model}}}}{{{\Pi }_{{\rm sh, in, prototype}}}}{\rm =}1 \\ \end{align} $ (5)

另外,根据PIRT表中评级较高的物理现象,壳内破口喷放源和壳外环腔混合气体自然循环也应满足相似。由于破口喷放流动状态很难用公式描述,试验中通常保证台架的破口位置、尺寸和隔间的设置尽量与原型满足几何相似即可。壳外环腔内流动相似会导致得到的环腔宽度和混合气体流速与传热相似得到的结果矛盾,而在壳外冷却水膜稳定建立后,PCS整体试验台架所关注的核心物理过程是壳内能量的载出,所以与传热相关的现象和台架几何参数是试验中应优先保证满足的。

2 结果分析

为了分析LOCA事故工况下PCS响应过程的主要传热现象,验证PCS设计水膜覆盖率的适宜性,同时探讨PCS系统导热能力的安全裕度,本文选取冷段双端剪切破口喷放为质能输入边界,以基准工况和假设事故时非能动安全壳冷却水箱(Passive Containment Cooling Water Storage Tank, PCCWST)本身和水分配装置出现故障的恶劣工况作为研究对象,分析事故过程中安全壳内不同传热机制的传热能力和台架传热相关现象的失真度。

2.1 安全壳内传热相关$\Pi $值分析

基准工况下原型PCS壳外冷却水流量和水膜覆盖率为初步安全分析报告中规定的设计值,即流量为127.85 m3·h-1,初始水膜覆盖率为90%。根据比例分析结果,水膜建立后台架和原型需满足功率面积比,台架冷却水流量经比例换算后为2 m3·h-1,初始时刻台架水膜覆盖率和其他主要热工参数与原型水膜建立时刻保持一致。通过程序计算得到如图 2的传热相关$\Pi $值变化曲线。从图 2中可以看到,台架和原型壳内冷凝传热${{\Pi }_{{\rm sh, in}}}$和壳外蒸发传热${{\Pi }_{{\rm sh, out}}}$在6000 s左右出现峰值,约为破口喷放功率${{\Pi }_{{\rm brk}}}$的1.1-1.4倍,这是因为破口能量经过事故初期的剧烈喷放后急剧下降,热阱热容量降低,能量积聚在壳内自由空间,导致安全壳壁面温度升高。当壳外冷却水喷淋系统启动后,水膜迅速蒸发带走壁面热量,冷凝和蒸发传热功率大于破口喷放功率,随着壳体温度逐渐降低,最终在事故发生约18000 s以后壳体壁面冷凝和蒸发传热功率与破口喷放功率达到平衡,安全壳实现长期稳定冷却。

图 2 基准工况下不同形式传热$\Pi $值变化 (a)试验台架,(b)原型系统 Figure 2 $\Pi $ related to heat transfer under base accident condition (a) Integral test facility, (b) Prototype

另外,对比图 2(a)(b)可知,台架壁面冷凝和蒸发传热$\Pi $值的峰值高于原型,且台架事故后期壁面传热功率更趋近于破口喷放功率。这是由于原型安全壳内建造有大量混凝土材料,具有质量大、导热率小的特点,在LOCA事故发生后可作为长期热阱不断吸收热量,且热容量很大,后期吸热功率可占到喷放功率的10%-20%。而台架由于空间和建造安装的限制,基于保守原则使用聚四氟乙烯板模拟长期热阱,其热容量随事故进程逐渐趋于饱和,甚至在事故后期开始释放热量,最终破口能量主要由壳外水膜蒸发载出。

恶劣工况是基于出现壳外冷却水管的喷淋流量减小和水分配器出现故障的情况发生,假设PCCWST中7.4 m处出水管堵管(冷却水流量减小为61.76 m3·h-1,台架流量为0.96 m3·h-1)且叠加水分配器故障(水膜覆盖率为50%),对此类事故进行程序计算得到如图 3$\Pi $值变化曲线。结果表明,恶劣工况下安全壳不同形式传热$\Pi $值变化趋势与基准工况基本一致,但壳内冷凝${{\Pi }_{{\rm sh, in}}}$和壳外蒸发${{\Pi }_{{\rm sh, out}}}$的峰值要低于基准工况的峰值,且水膜建立初期${{\Pi }_{{\rm sh, in}}}$${{\Pi }_{{\rm sh, out}}}$上升速率也低于基准工况,可见恶劣工况下由于壳外水膜覆盖条件的恶化,PCS的初始冷却能力受到明显限制,但从长期来看随着破口喷放功率的急剧下降,PCS系统依然可以实现壳内能量的有效载出,保证安全壳的完整性。

图 3 恶劣工况下不同形式传热$\Pi $值变化 (a)试验台架,(b)原型系统 Figure 3 $\Pi $ related to heat transfer under severe accident condition (a) Integral test facility, (b) Prototype
2.2 安全壳内传热相关$\Pi $比分析

对于判断台架是否能准确反映原型电站在事故工况下水膜建立后的传热现象,可通过计算不同形式传热现象的相似准则数($\Pi $比)随时间变化情况来评估其失真度,$\Pi $比计算结果在0.5-2.0范围内则认为是可以接受的[5]。从图 4可知,在基准工况和恶劣工况下,${{\Pi }_{{\rm sh, in, }R}}$${{\Pi }_{{\rm sh, out}, R}}$都在0.5-2.0之间,台架可以较准确模拟原型PCS壳壁面冷凝和蒸发传热过程,但${{\Pi }_{{\rm sink}, R}}$则偏离上述范围较大,始终在零值附近,这说明台架热阱的吸热能力远小于原型,无法准确模拟原型热阱传热过程,但是从图 2图 3又可知,壳内热阱换热${{\Pi }_{\operatorname{sink}}}$值趋近于零,即在事故过程中台架和原型热阱传热功率相比于水膜蒸发的载热功率可忽略不计,水膜稳定建立后,壳内短期热阱基本饱和,长期热阱吸热速率较慢,所以此时水膜蒸发是安全壳内压力缓解的主要途径,应优先准确模拟,同时${{\Pi }_{{\rm sink}, R}}$小于1说明台架壳内热阱在事故后安全壳降温降压过程中的吸热能力低于原型壳内热阱,这对于PCS系统安全分析是保守的,综上所述认为CERT台架可以有效模拟原型电站在小水膜覆盖率恶劣工况下的传热现象。

图 4 不同工况下传热相关$\Pi $比变化 (a)基准工况,(b)恶劣工况 Figure 4 $\Pi $ ratio related to heat transfer under different accident conditions (a) Base accident condition, (b) Severe accident condition
3 结语

以大型先进压水堆钢制安全壳为研究对象,采用安全壳专用分析程序分别对原型PCS系统和CERT试验台架进行建模,通过程序计算分析了PCS在LOCA事故基准工况和恶劣工况下的传热相关无量纲$\Pi $值变化和台架与原型间的$\Pi $比变化,结果表明:

1) PCS原型系统和台架壳外冷却水膜建立后,壁面冷凝和蒸发传热相关$\Pi $值远大于壳内热阱传热相关$\Pi $值,所以安全壳降温降压过程中壳内热阱传热量可以忽略。其中,恶劣工况下PCS由于水膜覆盖条件受到限制,事故初始阶段冷却能力降低,但仍可实现安全壳的长期冷却并保证其完整性。

2) 对于台架模拟试验,壳外环腔通道内的水膜蒸发传热是安全壳内能量载出的主要途径,所以壳体壁面冷凝和蒸发现象是应优先准确模拟的。

3) 通过传热特性失真评价认为CERT试验台架可以有效模拟原型PCS系统在小水膜覆盖率情况下的传热现象。

参考文献
[1]
林诚格, 郁祖盛. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京: 原子能出版社, 2008, 196-199.
LIN Chengge, YU Zusheng. An advanced passive plant AP1000[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2008, 196-199.
[2]
Kang Y M, Park G C. An experimental study on evaporative heat transfer coefficient and applications for passive cooling of AP600 steel containment[J]. Nuclear Engineering and Design, 2001, 204(3): 347-359.
[3]
韦胜杰, 殷煜皓, 胡珀, 等. 竖壁降液膜流动纵向及水平发展规律研究[J]. 原子能科学技术, 2013, 47(2): 213-217.
WEI Shengjie, YIN Yuhao, HU Po, et al. Horizontal and longitudinal characteristics of water film falling on vertical plate[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(2): 213-217. DOI:10.7538/yzk.2013.47.02.0213
[4]
Spencer D R, Brown W L, Woodcock J. Scaling for AP600 containment pressure during design basis accident[R]. WCAP-14845, Rev 3. USA: Westinghouse Electric Corporation, 1998.
[5]
Brown W L. Scaling of the AP600 containment large scale test facility[C]. 7th International Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan: Japan Society of Mechanical Engineers, 1999.
[6]
刘卓, 常华健. 台架缩比对冷凝液膜换热的失真评价[J]. 原子能科学技术, 2014, 48(11): 1969-1975.
LIU Zhuo, CHANG Huajian. Assessment of scaling distortion in condensation film heat transfer[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2014, 48(11): 1969-1975. DOI:10.7538/yzk.2014.48.11.1969
[7]
孙流莉, 阳祥, 赵瑞昌, 等. 安全壳冷却试验蒸发特征数不确定度评定方法及其应用[J]. 动力工程学报, 2015, 35(8): 687-692.
SUN Liuli, YANG Xiang, ZHAO Ruichang, et al. Uncertainty evaluation of evaporation dimensionless parameters obtained in performance test of a PCCS and the application[J]. Journal of Chinese Society of Power Engineering, 2015, 35(8): 687-692.
[8]
叶成, 郑明光, 王勇, 等. AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析[J]. 原子能科学技术, 2013, 47(12): 2225-2230.
YE Cheng, ZHENG Mingguang, WANG Yong, et al. WGOTHIC analysis on AP1000 passive containment cooling water[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(12): 2225-2230. DOI:10.7538/yzk.2013.47.12.2225
[9]
王国栋. 应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂PCS传热传质过程[J]. 原子能科学技术, 2015, 49(1): 83-88.
WANG Guodong. Analysis of heat and mass transfer process for AP1000 NPP PCS using GOTHIC8.0 code[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2015, 49(1): 83-88. DOI:10.7538/yzk.2015.49.01.0083
[10]
石兴伟, 雷蕾, 兰兵, 等. PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析[J]. 核技术, 2017, 40(1): 010602.
SHI Xingwei, LEI Lei, LAN Bing, et al. The influence analysis of PCS surface liquid film coverage on the containment integrity[J]. Nuclear Techniques, 2017, 40(1): 010602. DOI:10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.010602
[11]
Zuber N, Wilson G E, Ishii M, et al. An integrated structure and scaling methodology for severe accident technical issue resolution:development of methodology[J]. Nuclear Engineering and Design, 1998, 186: 1-21. DOI:10.1016/S0029-5493(98)00215-5