铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

TL334; 铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究.对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证.结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为.本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑....

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Bibliographic Details
Published in原子能科学技术 Vol. 57; no. 7; pp. 1406 - 1415
Main Authors 辜峙钘, 余红星, 黄代顺, 严明宇, 申亚欧, 张牧昊
Format Journal Article
LanguageChinese
Published 中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213 20.07.2023
成都理工大学 核技术与自动化工程学院,四川 成都 610059%中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都 610213%成都理工大学 核技术与自动化工程学院,四川 成都 610059
Subjects
铅铋堆
蒸汽发生器传热管破裂事故
铅铋-水相互作用
code verification
steam generator tube rupture accident
code development
LBE-water interaction
程序验证
LBE-cooled reactor
程序开发
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Summary:TL334; 铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究.对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证.结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为.本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑.
ISSN:1000-6931
DOI:10.7538/yzk.2022.youxian.0719