检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第S1期35卷 37-39页

作者：张子杨鲁仰辉王欢安旭宋宜豪国家核电技术研发中心北京100190

测量对象为CAP1400非能动安全壳冷却系统水分配试验台架,其表面积超过200 m2。在水分配试验的测量系统中采用高精度电容探针的方式来测量试验体表面的液膜的厚度;通过设置多个收集水槽,以收集水槽的液位变化来表征局部区域的表面流量;... 详细信息

测量对象为CAP1400非能动安全壳冷却系统水分配试验台架,其表面积超过200 m2。在水分配试验的测量系统中采用高精度电容探针的方式来测量试验体表面的液膜的厚度;通过设置多个收集水槽,以收集水槽的液位变化来表征局部区域的表面流量;采用工业电荷耦合元件(CCD)相机,通过拍摄试验体表面的图像,再以机器视觉处理的方式,计算得到大空间中试验体表面的液膜覆盖率。采用以上的方式,可以比较清楚全面地了解试验体表面的液膜的相关分布特性。

关键词：测量电容探针机器视觉流动液膜

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

灰色理论在操纵员管理中的应用

引用

原子能科学技术 2013年第4期47卷 630-633页

作者：徐红国家核电技术研发中心北京100190

科学合理的操纵员管理是核安全的基础,也是核电厂人力资源管理的发展要求。尤其在三哩岛事故发生之后,操纵员管理更加受到重视。科学合理的操纵员管理的前提和基础是操纵员基本行为参数的预测和决策。灰色理论恰好解决了现行操纵员管理... 详细信息

科学合理的操纵员管理是核安全的基础,也是核电厂人力资源管理的发展要求。尤其在三哩岛事故发生之后,操纵员管理更加受到重视。科学合理的操纵员管理的前提和基础是操纵员基本行为参数的预测和决策。灰色理论恰好解决了现行操纵员管理预测和决策中所遇到的困境。整个管理过程分为两步:首先,通过以往的操纵员行为参数的记录,建立灰色预测模型,对其今后行为进行预测;然后,使用灰色决策对其进行决策。计算结果对操纵员管理有一定的指导意义,也为操纵员提高自身素质指明了方向。灰色理论方法为今后操纵员管理提供了新的思路和方法。

关键词：灰色理论人因错误操纵员管理灰色预测灰色决策

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

引用

原子能科学技术 2011年第10期45卷 1215-1220页

作者：陈炼常华健李玉全叶子申秦本科国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架(ACME)是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上,分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的... 详细信息

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架(ACME)是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上,分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点,探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明:选取9.3MPa作为ACME的工作压力,涵盖了主要非能动系统工作的压力范围,具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力,是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。

关键词：非能动 ACME 试验设施工作压力

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

引用

原子能科学技术 2017年第8期51卷 1407-1412页

作者：陆维何铮国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

失水事故(LOCA)瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层... 详细信息

失水事故(LOCA)瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。

关键词：承压热冲击表面裂纹影响函数法应力强度因子

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

AP1000外部灾害情形下乏燃料池缓解策略研究

引用

原子能科学技术 2012年第B09期46卷 473-478页

作者：徐红国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

日本福岛核事故后,乏燃料池(SFP)在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统(SFS)是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件(包括自然灾害和人为事件)下的安... 详细信息

日本福岛核事故后,乏燃料池(SFP)在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统(SFS)是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件(包括自然灾害和人为事件)下的安全性一直是核电厂设计的重点。本工作结合美国核能研究所(NEI)给出的扩大损害的缓解导则(EDMG)提出了针对AP1000外部灾害情形下的SFP缓解策略(包括内部策略和外部策略),并对策略进行了评估。本工作结论有助于AP1000SFP EDMG的建立,对AP1000核电厂的设计、建造、运行管理和事故管理均有很强的参考价值。

关键词： AP1000 乏燃料池核电厂外部灾害扩大损害的缓解导则

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算

引用

原子能科学技术 2013年第8期47卷 1348-1355页

作者：杨培勇张金龙汲水裴杰国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释... 详细信息

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留(IVR)中熔融堆芯被Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15m3的OSM时,压力容器伸长约2m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe3O4导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO2-ZrO2-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。

关键词：轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料壁面热流密度

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算

引用

原子能科学技术 2013年第7期47卷 1175-1181页

作者：杨培勇王绪伟张金龙汲水国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料... 详细信息

在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选氧化物牺牲性材料(OSM)的基本物性,并计算了熔融三元UO2-ZrO2-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe3O4材料的质量较大,而TiO2和Al2O3材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点Tc越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。

关键词：轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料热物性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

竖直圆管内气泡运动的大涡模拟研究

引用

原子能科学技术 2012年第B09期46卷 225-230页

作者：张鹏国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

基于两流体模型框架,使用雷诺平均N-S方程(RANS)和大涡模拟(LES)两种湍流模型对竖直圆管内的绝热离散气-液两相流动进行数值模拟研究。计算结果表明,采用恰当的相间相互作用模型,两种模型的时均模拟结果同实验均符合较好。气泡的壁面聚... 详细信息

基于两流体模型框架,使用雷诺平均N-S方程(RANS)和大涡模拟(LES)两种湍流模型对竖直圆管内的绝热离散气-液两相流动进行数值模拟研究。计算结果表明,采用恰当的相间相互作用模型,两种模型的时均模拟结果同实验均符合较好。气泡的壁面聚集现象被准确预测,速度场预测也较为准确。与基于RANS的SST湍流模型相比,采用WALE亚网格应力的大涡模拟得到的结果同实验符合得更好,且大涡模拟可给出流动的瞬态细节。

关键词：气液两相流两流体模型大涡模拟

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于CPACT程序用于换料优化的二维堆芯计算方法研究

引用

原子能科学技术 2013年第B12期47卷 433-437页

作者：陈笑松彭良辉刚直国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

燃料管理与优化程序需对堆芯布置方案进行快速评价,常用方法有二维扩散节块法、微扰法、神经网络法等。本文基于三维轻水堆中子扩散计算程序CPACT进行了二维快速堆芯布置方案评价程序开发。在二维堆芯扩散计算中采用引入轴向曲率的方法... 详细信息

燃料管理与优化程序需对堆芯布置方案进行快速评价,常用方法有二维扩散节块法、微扰法、神经网络法等。本文基于三维轻水堆中子扩散计算程序CPACT进行了二维快速堆芯布置方案评价程序开发。在二维堆芯扩散计算中采用引入轴向曲率的方法模拟轴向泄漏,并通过分燃耗点搜索轴向曲率的方式修正计算结果。同时,对控制棒组件截面原有的体积权重等效计算方法进行了改进,提高了二维计算结果的精度。

关键词：燃料管理与优化二维堆芯计算 CPACT 轴向曲率控制棒截面

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

引用

核动力工程 2019年第4期40卷 39-43页

作者：孟现珂费立凯高彬张圣君何丹丹国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出... 详细信息

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。

关键词：安全壳非能动冷却系统(PCCS) 余热导出 DBA条件

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：