核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

论文摘要

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

论文目录

• 0 引言
• 1 IRWST过滤系统介绍
• 2 下游效应（碎片浓度）试验研究
• 3 过滤系统压损分析
•   3.1 滤筒压损试验
•   3.2 汇流槽压损数值模拟
• 4 结论

文章来源

类型: 期刊论文

作者: 谢洪虎,李石磊,张峰,陈楚员

关键词: 安全壳内置换料水箱,地坑滤网,汇流槽,碎片

来源: 核动力工程 2019年06期

年度: 2019

分类: 工程科技Ⅱ辑

专业: 核科学技术,电力工业

单位: 中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室

分类号: TM623

DOI: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0130

页码: 130-134

总页数: 5

文件大小: 715K

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