检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2016年第12期50卷 2188-2193页

作者：张鹏李纬邸智胡啸张蕾邹亚亨陈炼常华健陈培培国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京100190 清华大学北京100084 国家电力投资集团海外投资公司北京100029

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模... 详细信息

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大，导致该区的模型并不完善。本文介绍空气‐水的池式夹带高速区试验，试验本体参考AP1000原型参数，本体内径为380mm，高为2.2m，由透明材料制作，供气流速为0.98～5.41m／s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据，发展了现有的池式夹带高速区模型，并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。

关键词：池式夹带热工水力学试验反应堆安全分析

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子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 299-301页

作者：白宁朱元兵任志豪陈俊周有新厉井钢贺海波中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026 中国广东核电集团有限公司信息技术中心广东深圳518028

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态... 详细信息

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。

关键词：子通道分析程序自主开发热工水力反应堆安全分析

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钠冷快堆蒸汽发生器内钠水反应事故的仿真方法

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中国科学技术大学学报 2020年第4期50卷 428-435页

作者：向阳谭超陈云龙祝家银余述文赵平辉中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230026 中核集团核动力运行研究所湖北武汉430074

钠冷快堆钠水反应事故的仿真是钠冷快堆仿真机开发的一个难点.为了解决这个问题,基于钠冷快堆蒸汽发生器内传热管水泄漏导致的钠水反应事故的数学物理方程,设计了一个钠水反应事故的模拟程序.使用SimTherm热工水力仿真程序,针对钠冷快... 详细信息

钠冷快堆钠水反应事故的仿真是钠冷快堆仿真机开发的一个难点.为了解决这个问题,基于钠冷快堆蒸汽发生器内传热管水泄漏导致的钠水反应事故的数学物理方程,设计了一个钠水反应事故的模拟程序.使用SimTherm热工水力仿真程序,针对钠冷快堆的结构,设计了适用于钠水反应事故研究的钠冷快堆二回路模型.通过将钠水反应事故模拟程序与SimTherm进行耦合运行,实现了钠冷快堆钠水反应事故的仿真,为钠冷快堆仿真机的开发提供了一种新的思路.

关键词：数值反应堆钠水反应事故反应堆安全分析钠冷快堆

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管内顶部骤冷过程中骤冷前沿推进速度实验研究

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核科学与工程 1998年第2期18卷 109-118页

作者：郎雪梅黄彦平中国核动力研究设计院

采用瞬态热块实验技术和非稳态二维数值分析方法研究了低压低质量流速条件下竖直管内顶部骤冷过程中骤冷前沿的推进特性。以理论模型和理论关系式为基础，通过详细的参数敏感性分析引入流动参数的影响特征，得到了本文实验条件下的骤冷... 详细信息

采用瞬态热块实验技术和非稳态二维数值分析方法研究了低压低质量流速条件下竖直管内顶部骤冷过程中骤冷前沿的推进特性。以理论模型和理论关系式为基础，通过详细的参数敏感性分析引入流动参数的影响特征，得到了本文实验条件下的骤冷前沿推进速度的半经验关系式，与实验数据及相应的其它关系式的比较结果表明本文的半经验关系式在模型结构和预测精度等方面均有较大的提高。实验条件如下：１５×１．５１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ元件管；系统压力：０．３１～０．８８ＭＰａ；质量流速：１７．７—９０２．０ｋｇ／ｍ２·ｓ；入口过冷度：３℃—７７℃；初始热壁温度：４５０℃—６００℃。本文的研究可为同类问题的工程研究和应用提供指导。

关键词：骤冷顶部淹没骤冷前沿推进速度反应堆安全分析

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300MW核供热站的概率安全分析

300MW核供热站的概率安全分析

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作者：翼树人梅启智吴中旺谢钢顾金王玉成张晓华郭建兵缨正强清华大学核能与新能源技术研究院

完成了200MW核供热站(HD-200)初步设计阶段主要安全相关系统(中间回路系统、余热去除系统、注硼系统、应急电力系统)的故障树分析,结果表明：中间回路系统的循环泵运行失效、余热去除系统的压缩空气系统的失效、注硼系统贮存罐的气动阀... 详细信息

标准号: 0500950363

完成了200MW核供热站(HD-200)初步设计阶段主要安全相关系统(中间回路系统、余热去除系统、注硼系统、应急电力系统)的故障树分析,结果表明：中间回路系统的循环泵运行失效、余热去除系统的压缩空气系统的失效、注硼系统贮存罐的气动阀开启失效是造成系统运行失效的主要因素;目前采用的厂内柴油发电机组设计方案的供电安全性不低于标准核电厂的设计方案,是一种既满足可靠性及安全性要求,又经济的方案,该设计方案可节省数百万元人民币。2.完成了fD-300堆芯裸露事故序列及其频率的初步分析,分析表明：HD-200的各种原因造成两年内不修复且不采取站外补水措施而导致堆芯裸露的频率为2.6×10^6堆·年,但2天内采取修复或站外补水措施后,堆芯裸露频率即降至1×10^(-12)堆·年以下,可忽略不计。3.完成了用于PSjL一级分析的THPSjL软件包(英文版)的改进,并增加了功能,形成了汉化版的超级汉化故障树分析软件包(THSIrT-A)。它是故障树定性和定量分析的专用软件包,除可用于故障树分析外,还可帮助用户绘制高质量的故障树图形,提供了与用户友好的人机界面,帮助用户管理、编辑和分析故障树。4.完成了外部事件PSjL方法的初步调研报告,给出了fD-200外部事件(龙卷风)PSAL的初步分析结果,指出龙卷风事件造成的HD-2O0余热去除系统失效加失水事故是龙卷风对HD-200安全的主要潜在危害。

关键词：核电站核供热反应堆安全分析软件包

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CiADS束流偏移极端工况的研究

CiADS束流偏移极端工况的研究

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作者：宋健中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所)

学位级别：硕士

加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Subcritical System,ADS)是由加速器、散裂靶和次临界反应堆三个主要部分组成的、可以进行核废料嬗变的核能系统。在ADS加速器与散裂靶、反应堆耦合的入靶段,由于入靶段偏转二极磁铁电源电流... 详细信息

加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Subcritical System,ADS)是由加速器、散裂靶和次临界反应堆三个主要部分组成的、可以进行核废料嬗变的核能系统。在ADS加速器与散裂靶、反应堆耦合的入靶段,由于入靶段偏转二极磁铁电源电流波动、束流能量波动、操作失误等因素,入靶段束流会发生偏移,偏移束流将照射到反应堆顶盖上。考虑极端情况,即加速器束流损失探测器或保护系统失效,偏移束流持续照射反应堆顶盖,可能导致堆顶盖不可逆损坏,需要更换堆顶盖;甚至可能导致堆顶盖融穿,引发反应堆放射性泄漏事故。因此对ADS束流偏移极端工况的分析和保护非常重要。本文基于粒子输运蒙卡程序FLUKA和有限元分析程序ANSYS,首次建立了CiADS束流偏移且加速器保护系统失效的极端工况模型,并研究了该极端工况的物理过程、潜在后果及其保护方案。本文研究了一种ADS系统在束流偏移且加速器保护系统失效的极端工况下实现被动停束的保护方法。入靶段束流偏移造成束管融穿,在束管上产生小孔,空气从小孔进入真空束管。当空气到达加速器超导段使得末端的数个超导加速腔真空度变差,超导加速腔无法在该真空条件下继续工作,导致束流无法被加速到给定能量,束流能量降低。由于束流能量偏低,束流无法通过入靶段的偏转二极磁铁,停止照射反应堆顶盖,最终实现束流偏移极端工况下的被动停束。基于CiADS的设计参数,研究计算了该被动停束的过程。模拟研究及分析结果表明,目前设计参数下,即使加速器保护系统失效,通过该机制可以实现束流偏移极端工况下的被动停束,反应堆顶盖不存在融穿的风险。但以束管为中心、反应堆顶盖半径15cm内的碳化硼屏蔽层存在不可逆损坏的风险。实现碳化硼屏蔽层完全保护的一个最简单的方法是将堆顶盖上方2 m的束管加厚4 cm。本文还计算了该极端工况的当量剂量率,计算表明,极端工况停束后1天以上剂量率降到10～2Sv/h量级。最后研究了提高堆顶盖保护效果的三种方法:保护层法、刮束器法和探测器法,并讨论各种方法的优劣。其中保护层法虽然结构简单但体积和质量大;刮束器法虽然体积和质量小但会增加束损、同时所需数量多(至少需要8个)。造成保护层法重量大、刮束器数量多的主要原因是,CiADS防护墙到堆顶盖的距离大。如果防护墙到堆顶盖的距离小,被动式保护仍可以考虑。探测器法通过气体或剂量探测器实现,可以测量穿透束管的质子或堆顶防护室内的剂量。这样可以增加具有不同探测原理、独立于其他探测器之外的探测系统,提高极端工况保护的多样性,同时探测器法具有质量、数量小等优点。由于极端工况不会发生堆顶融穿的严重事故,综合结构简单、可复用的需求来看,探测器法优于保护层法或刮束器法。

关键词：加速器驱动次临界系统加速器束流偏移反应堆安全分析加速器驱动次临界系统安全性屏蔽保护

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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述

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核安全 2023年第2期22卷 52-58页

作者：王钦马占军王金成丁铭海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室葫芦岛125000 海军参谋部核安全评估保障室北京100000 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 详细信息

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。

关键词：物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合

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基于CIAE实验评价RELAP5程序

基于CIAE实验评价RELAP5程序

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中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议

作者：陈玉宙中国原子能科学研究院

RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题.中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩... 详细信息

RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题.中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现象开展了大量实验研究,包括膜态沸腾传热、临界热流密度和摩擦压降,并在此基础上对RELAP5程序模型进行评价.本文简要介绍评价的结果.

关键词： RELAP5 反应堆安全分析核安全

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反应堆大型热工水力分析程序计算结果不确定性来源与对策

反应堆大型热工水力分析程序计算结果不确定性来源与对策

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全国反应堆热工流体会议

作者：黄彦平中国核动力研究设计院二所

以CATHARE程序为背景，从理论方法、实验技术、模型结构、数值技术、参数敏感性分析方法和基本不确定性计算方法等方面，分析了核反应堆大型热工水力分析程序计算结果不确定性的来源和相应的对策。就目前的理论和技术发展水平而言，全... 详细信息

以CATHARE程序为背景，从理论方法、实验技术、模型结构、数值技术、参数敏感性分析方法和基本不确定性计算方法等方面，分析了核反应堆大型热工水力分析程序计算结果不确定性的来源和相应的对策。就目前的理论和技术发展水平而言，全面克服和准确计算所有的不确定性是无法实现的，但根据不同的来源，凭借现有的理论和技术手段去减小计算结果的不确定性，缩小设计和运行的安全界限，在保证反应堆运行的安全运行的前提下，拓宽堆的和运行参数范围，进一步挖掘反应堆的潜力，降低反应堆的制造和运行成本，提高反应堆的利用效率，是完全可行的，也是核发达国家努力的方向。

关键词：不确定性参数敏感性热工水力学 CATHARE程序反应堆安全分析

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空气—水的池式夹带高速区试验研究

空气—水的池式夹带高速区试验研究

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：李纬张鹏张蕾胡啸邸智邹亚亨陈培培国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司国家核电技术公司

发生失水事故后的压水堆内会发生池式夹带现象,这一现象将造成反应堆进一步的失水,进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型[1]是在反应堆安全分析中被广泛使用,但都十分保守。其中一个重要原... 详细信息

发生失水事故后的压水堆内会发生池式夹带现象,这一现象将造成反应堆进一步的失水,进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型[1]是在反应堆安全分析中被广泛使用,但都十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大,导致该区的模型并不完善。本文将介绍空气—水的池式夹带高速区试验,试验本体参考AP1000原型参数,本体为内径380mm,高2.2m,由透明材料制作,供气流速为0.98-5.41m/s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充数据,发展了现有的池式夹带高速区模型,并发现在夹带高速区出现的夹带饱和现象。

关键词：池式夹带热工水力学试验反应堆安全分析

来源：评论

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