检索结果-内蒙古大学图书馆

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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池内过冷沸腾气泡行为及传热特性研究

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黑龙江电力 2021年第4期43卷 283-286页

作者：胡成周涛陈宁陈娟丁锡嘉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(华北电力大学) 北京100206 东南大学能源与环境学院南京211189

在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺... 详细信息

在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺寸显著增加,振荡幅度更大;气泡振荡幅度与频率的增加,尺寸的增加,会更易导致气泡的聚并与脱离,导致表面传热系数增加。

关键词：过冷池沸腾核态沸腾表面传热系数热流密度冷却效率

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MCNP与GEANT4应用于随钻方位伽马测井仪探测性能对比

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测井技术 2021年第3期45卷 267-272页

作者：彭礼韬张立国郝琦玉宇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北京102206 清华大学核能与新能源技术研究院教育部先进反应堆工程与安全重点实验室北京100084

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构... 详细信息

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构建的蒙特卡罗程序包,在核测井领域还没有得到广泛使用。采用GEANT4和MCNP建立随钻方位伽马测井仪器模型进行模拟,分别测量反映仪器性能指标的几个响应特征并对测量结果进行对比。对比分析表明,GEANT4的模拟计数结果和输出能谱与MCNP均符合较好,仪器性能结果分析基本一致,证明将GEANT4应用到核测井领域是可行的。

关键词：方位伽马性能响应特征 MCNP GEANT4 测井

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快堆燃料组件管脚开孔孔径选型水力实验研究

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核科学与工程 2019年第3期39卷 373-381页

作者：秦亥琦陆道纲唐甲璇刘少华王嘉瑞钟达文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

管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无... 详细信息

管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计提供参考。本文通过水力实验,研究了不同开孔孔径的燃料组件管脚对应阻力系数分布、流量与压降对应关系等流体力学性能。结果显示,管脚开孔孔径直接决定了冷却剂钠的质量流量与压降对应关系,可以通过改变管脚开孔孔径调节进入不同分区的燃料组件入口流量,使之具有大致相等的压降;本文引入了管脚收缩系数这一无量纲数,提出与管脚结构参数有关的阻力系数经验关系式,用于快堆燃料组件管脚阻力系数及压降的一般估算;基于设计要求的压降与开孔流速限值,本文给出了快堆燃料组件管脚开孔孔径选型推荐方案,供相关实验或工程参考。

关键词：快堆燃料组件管脚开孔选型水力实验

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核电运行及事故颗粒物运动沉积分析方法研究

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中国科学：物理学、力学、天文学 2019年第11期49卷 20-42页

作者：周涛李子超李兵秦雪猛朱亮宇石顺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

颗粒物的运动沉积对核电正常及事故工况的运行特性有重要影响.本文分析了颗粒物对核电安全影响的背景、内涵及重要性;概括了颗粒物和介质的基本特性、受力及受力模型、运动沉积模型;给出了核电在正常运行、设计基准事故及严重事故工况... 详细信息

颗粒物的运动沉积对核电正常及事故工况的运行特性有重要影响.本文分析了颗粒物对核电安全影响的背景、内涵及重要性;概括了颗粒物和介质的基本特性、受力及受力模型、运动沉积模型;给出了核电在正常运行、设计基准事故及严重事故工况下颗粒物类型的分布.对比了国内外分析颗粒物运动特性的数值模拟方法、程序计算方法及实验分析方法;数值模拟和程序计算方法周期短、成本低;实验分析方法则更加接近真实情况;三者可相互补充、相互验证;数值模拟和程序计算的分析结果与实验方法的实验结果趋势符合较好.得出对核电系统颗粒物运动特性的研究还处于初级阶段,需要了解其运动特性,尽量降低颗粒物的危害.指出了未来核电颗粒物运动沉积的研究方向,为核电运行及事故下颗粒物运动沉积研究提供了理论基础.

关键词：核电站严重事故颗粒物运动沉积分析方法

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超临界水自然循环流量信号降噪分析

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核动力工程 2019年第2期40卷 155-160页

作者：马栋梁周涛冯祥黄彦平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 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力重点实验室成都610213

当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时,在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生,在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上,通过选择各种不同的小波基函数,对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析,结... 详细信息

当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时,在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生,在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上,通过选择各种不同的小波基函数,对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析,结果表明,经Dmey小波基函数变换后的自然循环流量去噪信号值,其标准偏差和均方根误差(RMSE)最小、相关系数最大、信噪比较高。因此,Dmey小波基函数适用于超临界水自然循环流量实验数据的信号降噪分析处理。

关键词：小波变换信号降噪超临界水小波基函数

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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华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室

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 Assessment)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(Lo... 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 Assessment)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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不同尺寸管道中细颗粒的沉积运动规律研究

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核科学与工程 2019年第5期39卷 695-700页

作者：朱亮宇周涛秦雪猛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

研究不同尺寸管道中颗粒物的运动沉积情况,对于采用合理管道,以减少管道中的颗粒物具有重要价值。利用流体分析软件模拟不同尺寸管道内水介质中细颗粒物的沉积运动规律,得出管道尺寸对细颗粒物沉积运动的影响。结果表明:流体在管道中流... 详细信息

研究不同尺寸管道中颗粒物的运动沉积情况,对于采用合理管道,以减少管道中的颗粒物具有重要价值。利用流体分析软件模拟不同尺寸管道内水介质中细颗粒物的沉积运动规律,得出管道尺寸对细颗粒物沉积运动的影响。结果表明:流体在管道中流动的过程中,壁面附近的流体流速低于管道内部流体流速,壁面附近的压力高于管道内部;流体在管道运动过程中,逐渐发展完全,压力与流速在后半段趋于稳定。在管道直径一定的情况下,颗粒物沉积率随管道长度增大而增大;在管道长度一定的情况下,颗粒物沉积率随管道直径增大而减小;当管道长度较短且管道直径较大时,颗粒物沉积现象不明显;当管道管径同时变化时,对颗粒物沉积产生综合影响,变化规律非线性。

关键词：尺寸管道颗粒物沉积浓度

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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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超临界水临界区域判定方法研究

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化学通报 2019年第2期82卷 151-157页

作者：马栋梁周涛冯祥黄彦平中核核反应堆热工水力重点实验室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

对超临界水在临界区域进行合理的判定和区域划分,对于深入理解超临界水在临界过渡区域的流动和换热相关特征具有重要的作用。本文分析了超临界水从拟液态区向拟汽态区过渡的过程中,其导热系数、动力粘度、定压比热和膨胀系数等相关参数... 详细信息

对超临界水在临界区域进行合理的判定和区域划分,对于深入理解超临界水在临界过渡区域的流动和换热相关特征具有重要的作用。本文分析了超临界水从拟液态区向拟汽态区过渡的过程中,其导热系数、动力粘度、定压比热和膨胀系数等相关参数的变化规律特征,并归纳了已有超临界水在临界区域的划分判定模型。分析结果表明,在临界过渡区域,超临界水的流动特征参数和换热特征参数均会发生一系列连续剧烈的变化;只有同时考虑超临界水的膨胀特性和最大比热特性,才能更加合理地对临界区域进行划分。在此分析基础上,本工作完善了超临界水的三区分析判定模型,得到了新的超临界水在临界区域的判定划分数据,并由此拟合得到了新的超临界水分区边界计算关系式。新的计算关系式的误差范围在±0. 3℃之内,满足计算分析的要求。

关键词：超临界水临界区域最大比热区混合因子三区判定模型

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