检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2018年第5期52卷 881-890页

作者：隋丹婷陆道纲郭超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 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

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流... 详细信息

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。

关键词： EBR-Ⅱ 事故余热排出系统 SHRT-17 SHRT-45R

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快堆堆内构件电离室通道热工水力特性三维数值模拟

快堆堆内构件电离室通道热工水力特性三维数值模拟

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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：马翔凤陆道纲梁江涛符精品张钰浩华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室

钠冷快堆内部设备众多、结构复杂,钠冷却剂流动不确定性大,对反应堆的安全运行具有重要影响,因此对堆内设备及构件的热工水力性能开展相关研究工作是很有必要的。本次研究基于热工流体数值分析方法,建立堆内构件电离室通道三维热工流体... 详细信息

钠冷快堆内部设备众多、结构复杂,钠冷却剂流动不确定性大,对反应堆的安全运行具有重要影响,因此对堆内设备及构件的热工水力性能开展相关研究工作是很有必要的。本次研究基于热工流体数值分析方法,建立堆内构件电离室通道三维热工流体计算模型。进行不同运行功率下的稳态计算,得到电离室通道内钠冷却剂流场及温度分布、各部分结构温度分布等。经分析,数值模拟计算结果能够符合堆内电离室通道的热工设计要求。稳态工况下,冷却电离室功能够实现。该结果有助于了解不同工况下堆内电离室通道内部的三维热工分布及变化情况,为实验验证提供对比参考,同时也为技术设计和理论研究提供支持。

关键词：钠冷快堆电离室通道数值模拟热工水力

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地震条件下乏燃料贮存格架池壁流体压力实验研究

地震条件下乏燃料贮存格架池壁流体压力实验研究

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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：黄翊君陆道纲刘雨华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室

乏燃料贮存格架的抗震设计是CAP1400设计的重要课题,乏燃料贮存格架为抗震Ⅰ类设备,必须进行周备全面的抗震设计。为保证地震载荷和事故工况下乏燃料贮存格架和乏燃料水池的结构完整性,有必要开展乏燃料贮存格架与乏燃料水池间的流固耦... 详细信息

乏燃料贮存格架的抗震设计是CAP1400设计的重要课题,乏燃料贮存格架为抗震Ⅰ类设备,必须进行周备全面的抗震设计。为保证地震载荷和事故工况下乏燃料贮存格架和乏燃料水池的结构完整性,有必要开展乏燃料贮存格架与乏燃料水池间的流固耦合特性研究。乏燃料贮存格架及水池在地震载荷下的行为涉及到结构与流体的相互作用、结构与结构相互作用以及结构动力学等复杂的流固耦合效应。由于流固耦合效应造成的结构非线性行为,对计算造成了很大的困难,故需对乏燃料贮存格架和水池进行缩比尺寸的缩比模型抗震实验。本论文将提供缩比模型振动台实验的分析结果,给出格架格架侧壁的流体压力,得到乏燃料贮存格架在流固耦合和池壁碰撞下的综合响应。

关键词：乏燃料贮存格架缩比模型试验流固耦合

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钠冷快堆子通道程序适用性分析

钠冷快堆子通道程序适用性分析

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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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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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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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蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟

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核技术 2018年第2期41卷 55-62页

作者：张晗周涛田晓瑞周蓝宇夏榜样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 南华大学核科学技术学院衡阳421001 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗... 详细信息

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。

关键词：颗粒物蒸汽传热管破裂喷射

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煤电调峰安全性分析

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黑龙江电力 2019年第1期41卷 91-94页

作者：朱亮宇刘彤周涛秦雪猛李子超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 华北电力大学能源动力与机械工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

针对石门电厂300MW机组,对调峰过程中各部件的安全可靠性进行分析,评估其使用寿命能否满足运行要求。试验结果表明,在正常运行时,对于不同最大温度变化率及滑压负荷变化率,各部件寿命均满足使用要求;在变负荷调峰阶段,采用低温度变化率... 详细信息

针对石门电厂300MW机组,对调峰过程中各部件的安全可靠性进行分析,评估其使用寿命能否满足运行要求。试验结果表明,在正常运行时,对于不同最大温度变化率及滑压负荷变化率,各部件寿命均满足使用要求;在变负荷调峰阶段,采用低温度变化率以及合理控制升降负荷速率,能够减少机组寿命损耗;在低负荷运行时,采用高压能够提高锅炉水循环稳定性。建议采用大切角的正方形炉膛结构等方式提高水循环可靠性,以及应用合理控制升降负荷速率等方法提高汽包的安全性。

关键词：电厂煤电调峰部件寿命损耗汽包安全性

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超临界CO2流体萃取U（Ⅵ）实验研究

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应用科技 2019年第5期46卷 73-75,79页

作者：张博雅周涛李晟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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

为探究温度、压力、络合剂用量、萃取时间对铀萃取率的影响,探寻最佳萃取值,将标准铀溶液滴加在滤纸上模拟固态铀萃取。用磷酸三丁酯(TBP)-HNO3做络合剂,超临界CO2(scCO2)做萃取剂,进行实验。结果显示:萃取率随着络合剂的增多而增加,达... 详细信息

为探究温度、压力、络合剂用量、萃取时间对铀萃取率的影响,探寻最佳萃取值,将标准铀溶液滴加在滤纸上模拟固态铀萃取。用磷酸三丁酯(TBP)-HNO3做络合剂,超临界CO2(scCO2)做萃取剂,进行实验。结果显示:萃取率随着络合剂的增多而增加,达到一定用量时再增加络合剂,萃取率提升较缓慢,最佳取TBP/铀摩尔比70;萃取率随温度升高先上升后下降,在60℃时达到最大值;萃取率随压力增加而增加,压力达到20MPa后萃取率上升缓慢,最佳萃取压力为20MPa;萃取率随着萃取时间的延长增高,萃取150min之后,萃取率基本不变,一般萃取120min即可。

关键词：超临界CO2 TBP-HNO3 铀(Ⅵ) 萃取络合剂后处理乏燃料溶解度

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