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第十六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2019年学术年会

作者：彭晶陆道纲隋丹婷华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全北京市重点实验室

基于华北电力大学自主研发的铅冷快堆单盒燃料组件子通道程序[1],本研究通过对冷却剂的物性、摩擦关系式、对流换热关系式等进行修改,完成适用于钠冷快堆子通道计算程序的开发,并对所选用的公式进行了适用性分析。同时本研究以美国橡树... 详细信息

基于华北电力大学自主研发的铅冷快堆单盒燃料组件子通道程序[1],本研究通过对冷却剂的物性、摩擦关系式、对流换热关系式等进行修改,完成适用于钠冷快堆子通道计算程序的开发,并对所选用的公式进行了适用性分析。同时本研究以美国橡树岭国家实验室的FFM2A实验为基准题,选用了实验中的三个不同工况,对FFM2A实验堆芯划分了42个子通道,利用修改的子通道程序计算出了相关子通道出口的温度,计算结果与FFM2A实验的公开文献结果能够较好的符合,可初步用于研究钠冷快堆。

关键词：子通道研究稳态分析单盒燃料组件钠冷快堆

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地震条件下AP1000核电站丧失场外电事故概率安全分析

地震条件下AP1000核电站丧失场外电事故概率安全分析

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中国核学会2019年学术年会

作者：鄂万江玉宇关淑贤冯琬昕华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

地震作为重要的外部事件之一,其对电厂安全有着巨大威胁。通过SPSA(Seismic Probabilistic Safety Assess-ment)方法,建立事故情况下事件树和故障树模型,可以定性和定量的评价地震条件下系统的特性和地震对堆芯损坏的影响。丧失场外电(L... 详细信息

地震作为重要的外部事件之一,其对电厂安全有着巨大威胁。通过SPSA(Seismic Probabilistic Safety Assess-ment)方法,建立事故情况下事件树和故障树模型,可以定性和定量的评价地震条件下系统的特性和地震对堆芯损坏的影响。丧失场外电(Loss of offsite power,LOSP)是核电站重要的始发事故之一。本文建立了内部始发事件下LOSP事故事件树及相关系统故障树模型,计算获得发生LOSP事故时,核电厂发生堆芯损坏的频率以及最大堆芯损坏事故序列。然后基于地震灾害曲线,通过Monte Carlo方法进行随机抽样,获得相关设备在不同峰值加速度下的失效概率,并将其作为地震基本事件添加到故障树模型中,同时将相关地震基本事件设置为共因事件组,获得地震情况下丧失场外电事件树模型,计算地震下堆芯损伤频率,并进行堆芯损坏的最小割集分析。通过地震PSA分析可以综合评价事故发展进程,找出地震情况下导致堆芯损坏的薄弱环节,从而可以有针对性的提高其抗震能力,增强电厂整体抗震水平。

关键词： PSA 地震事件树共因失效

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基于量纲分析法的稳压器卸压喷放比例分析

基于量纲分析法的稳压器卸压喷放比例分析

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北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会

作者：李向宾张孟超张钰浩魏岑华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京 102206

为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数.结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简... 详细信息

为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数.结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简化相似参数的选择;喷放阶段,须使喷洒器出口模型与原型的蒸汽质量流密度一致;自然对流阶段,须重点考虑傅里叶数和格拉晓夫数,同时评估相关参数的不确定性.

关键词：反应堆稳压器蒸汽流动过程量纲分析法

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基于粒子法的熔融物碎片在铅冷却剂内运动行为模拟

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核科学与技术 2017年第3期5卷 134-141页

作者：隋丹婷陆道纲王艺萍华北电力大学核科学与工程学院北京非能动核能安全技术北京市重点实验室北京国核示范电站有限责任公司山东威海

研究严重事故工况下堆芯熔融物在一回路内的迁移及分布特性对于制定严重事故缓解措施及应急策略具有一定意义。本文通过定义熔融物颗粒的产生条件、入口速度、重力、粘性力、粒子数密度计算模型,完成粒子法程序MPS中固体颗粒物及铅/铅... 详细信息

研究严重事故工况下堆芯熔融物在一回路内的迁移及分布特性对于制定严重事故缓解措施及应急策略具有一定意义。本文通过定义熔融物颗粒的产生条件、入口速度、重力、粘性力、粒子数密度计算模型,完成粒子法程序MPS中固体颗粒物及铅/铅铋流体计算模型的开发。利用改进后的程序计算Zr-4合金碎片及二氧化铀碎片在不同的冷却剂流速及冷却剂粘性条件下的运动行为,分析熔融物密度、冷却剂流速、冷却剂粘性对熔融物迁移行为的影响,初步验证了应用粒子法开展熔融物运动行为研究的可行性,为后续研究及实验验证提供了基础。

关键词：粒子法堆芯熔融物铅冷却剂

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小型模块化核反应堆技术安全性研究

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科技创新与应用 2019年第34期9卷 19-21页

作者：丁锡嘉周涛张家磊朱亮宇华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京100206

小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,... 详细信息

小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,与不断加强防人因失误管理工作,显示小堆技术是安全的。

关键词：小堆核安全技术安全性

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连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应

连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应

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第十六届全国核物理大会

作者：李洋赵强张峥欧阳晓平华北电力大学核科学与工程学院非能动核能技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学核科学与工程学院非能动核能技术北京市重点实验室北京102206 西北核技术研究所西安710024

连续碳纤维增强碳化硅材料除了具有碳化硅材料固有的低中子活化性能,低衰变热性能和低氚渗透性能等优点以外,还具有密度低、线性膨胀系数小、高比强度、高比模量、耐高温、抗氧化、抗蠕变、抗热震、耐化学腐蚀、耐盐雾、优良的电磁波吸... 详细信息

连续碳纤维增强碳化硅材料除了具有碳化硅材料固有的低中子活化性能,低衰变热性能和低氚渗透性能等优点以外,还具有密度低、线性膨胀系数小、高比强度、高比模量、耐高温、抗氧化、抗蠕变、抗热震、耐化学腐蚀、耐盐雾、优良的电磁波吸收特性等一系列优异性能,是各类核工程重要的潜在候选材料.在核聚变工程应用领域,连续碳纤维增强碳化硅材料作为第一壁材料不可避免地会受到各种辐射粒子的影响.研究清楚这些辐射粒子对它的辐照效应对其在核工程领域的安全使用至关重要.采用蒙特卡罗方法与分子动力学方法进行模拟计算,研究了氕、氘、氚和氦四种粒子对连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应.SRIM和LAMMPS计算结果表明:当入射原子能量为100eV,连续碳纤维增强碳化硅中碳的浓度在80％～85％时,氕、氘、氚和氦原子的溅射率存在最小值;入射粒子的种类对溅射率的影响显著,氦原子的溅射率大于氘原子和氚原子,而氘原子和氚原子的溅射率相差不大但均显著大于氕原子;溅射率随入射能量的增加先迅速增加后逐渐减小,氕、氘、氚和氦原子入射能量分别在200,400,600和800eV时存在溅射率最大值;当氦原子入射能量为100eV时,溅射率随入射角度的增加而逐渐减少.这些结果对连续碳纤维增强碳化硅材料在核工程上的应用具有一定的参考意义.

关键词：核聚变材料连续碳纤维增强碳化硅氢同位素氦原子溅射率辐照效应

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铅铋循环回路小破口事故计算模型研究

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中国核电 2020年第1期13卷 25-29页

作者：周涛石顺冯祥秦雪猛肖异华北电力大学核科学与工程学院北京10206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

铅铋循环回路小破口事故对加速器驱动次临界洁净核能系统(ADS)的安全有重要影响。通过建立一个铅铋循环回路小事故模型,计算分析未破口和小破口以后的铅铋循环回路参数。计算表明:小破口事故相比未破口回路压力下降梯度变大,流量迅速丧... 详细信息

铅铋循环回路小破口事故对加速器驱动次临界洁净核能系统(ADS)的安全有重要影响。通过建立一个铅铋循环回路小事故模型,计算分析未破口和小破口以后的铅铋循环回路参数。计算表明:小破口事故相比未破口回路压力下降梯度变大,流量迅速丧失;破口瞬态流量陡降至与进口平衡;破口与管壁压力都会随时间下降直到平衡。

关键词：铅铋循环回路小破口事故压力流速

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超临界水喷放泄压因素的权重计算

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核安全 2019年第6期18卷 62-66页

作者：周涛秦雪猛朱亮宇李子超陈杰华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 东南大学南京211189

超临界水喷放时会发生剧烈变化,严重危害超临界水堆的安全性及稳定性。本文通过自编Small-break程序计算不同影响因素下的超临界流体泄压速率,并利用多因素方差分析方法对小破口泄压因素进行权重计算。计算结果表明:在19~25 MPa范围内... 详细信息

超临界水喷放时会发生剧烈变化,严重危害超临界水堆的安全性及稳定性。本文通过自编Small-break程序计算不同影响因素下的超临界流体泄压速率,并利用多因素方差分析方法对小破口泄压因素进行权重计算。计算结果表明:在19~25 MPa范围内的超临界流体初始压力越低,破口处泄压速率越快;在破口发生前期,初始温度越高,破口处泄压速率越慢,但破口发生后期其泄压速率反而越快;破口面积越大,泄压速率越快,但容积越大,泄压速率越慢;泄压因素的权重占比从高到低依次为破口面积、容积、初始压力和初始温度。

关键词：超临界水小破口泄压速率破口面积

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常规岛主厂房第一跨内主给水破管泄漏水量计算分析

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核科学与技术 2021年第1期9卷 14-20页

作者：魏承君黄俊文庞思敏于倩国核电力规划设计研究院有限公司北京华北电力大学核科学与工程学院北京非能动核能安全技术北京市重点实验室北

按照纵深防御的要求,在第一跨发生主给水管道双端破裂的情况下,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失。常规岛设计方须按照核岛设计方提供的边界条件,开展第一跨主给水管道破裂泄放流量和水量计... 详细信息

按照纵深防御的要求,在第一跨发生主给水管道双端破裂的情况下,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失。常规岛设计方须按照核岛设计方提供的边界条件,开展第一跨主给水管道破裂泄放流量和水量计算。本文以核岛提资及常规岛给水泵、除氧器、凝汽器等关键设备的出力、容积等设计和运行参数作为输入资料,确定第一跨发生主给水管道破裂的边界条件,明确第一跨防水淹的设计基准及主给水破管的极限工况;按照主给水管道破裂工况下的核岛和常规岛响应过程,采用分阶段计算的方式对第一跨内主给水管道不同破裂程度下可能出现的瞬态最大泄放水量和总泄放水量进行模拟计算。本计算结果为常规岛主厂房第一跨防水淹分析提供数据基础,为AP1000及后续电厂的第一跨防水淹设计提供数据支撑。

关键词：主给水破管极限工况 AP1000

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核供热堆安全性分析

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黑龙江电力 2020年第1期42卷 6-10页

作者：张博雅周涛丁锡嘉张家磊华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 东南大学能源与环境学院南京211189

利用核能供暖是解决北方大气污染的有效途径。国家已出台一系列核安全法规,并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆,不会发生融堆事故。供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严... 详细信息

利用核能供暖是解决北方大气污染的有效途径。国家已出台一系列核安全法规,并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆,不会发生融堆事故。供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严格限制,放射性水平低,不会对环境及公众健康造成影响。核安全文化的建设、贯彻,有助于系统稳定安全地运行。通过对法律法规、供热堆技术安全性、排放物安全性、核安全文化等进行分析,发现供热堆技术成熟、安全性高,可广泛推广。目前已有供热堆的事故模拟、试验等均可安全停堆,且不会对用户健康造成影响。

关键词：核安全供热堆核安全法规核安全文化清洁能源采暖

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