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第 44 卷增刊 原 子 能 科 学 技 术 Vol. 44, Suppl. 2010 年 9 月 Atomic Energy Science and Technology Sep. 2010 核电厂一回路系统模拟实验设计与分析 侯 斌，苑景田，曹学武* （上海交通大学机械与动力工程学院，上海 200240 ） 摘要：研究核电站特定运行工况下，一回路系统传热流动的规律。应用 Ishii 模化方法模拟压水堆核电 厂的一回路系统，设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时，应用机理性程序对设计 的实验回路进行分析。结果表明，基于 Ishii 模化方法设计的实验回路主要参数合理可行；模型可以研 究反应堆原型事故运行瞬态工况下，一回路各系统间传热流动相互影响规律。 关键词：模化方法；实验回路；传热流动 中图分类号：TG172 文献标志码：A 文章编号：1000-6931 （2010 ）S0-0172-05 Design and Analysis of Experiment for Simulating Primary Loop of Nuclear Power Plant * HOU Bin ，YUAN Jing-tian ，CAO Xue-wu （School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China） Abstract: In order to study heat transfer and mass flow of primary loop of nuclear power plant, under the specific operating conditions, a scaling method of Ishii was applied to simulate essential systems of primary loop of PWR, and main parameters of experimental loop coupling with pump and interconnected systems were obtained. Then, mechanistic analysis code package was applied to analyze the experimental loop. The results show that main designed parameters of experimental loop based on the scaling method of Ishii are reasonable and feasible, and the interaction of heat transfer and mass flow of primary loop systems of prototype, under the transient conditions, can be studied. Key words: scaling method ；experimental loop ；heat transfer and mass flow 为了对反应堆系统设备进行广泛的热工 界热流密度实验装置，中国原子能科学研究院 水力研究，国内外各研究机构设计建造了大量 设计建造的喷嘴临界流实验装置，哈尔滨工程 的实验台架，对反应对系统设备