检索结果-内蒙古大学图书馆

中国表面工程 2015年第3期28卷 90-95页

作者：赵维樊焕然杨林杜王芳国家核电技术有限公司北京研发中心北京102209

为构建疏水性安全壳内壁面涂层以提高事故中的传热能力,以Si作为功能涂层材料,在其表面上制备了不同圆孔间距及圆孔深度的微孔阵列样品以研究微米结构对表面疏水特性的影响,并对其疏水机理进行分析。结果表明,所制备的微孔样品润湿特性... 详细信息

为构建疏水性安全壳内壁面涂层以提高事故中的传热能力,以Si作为功能涂层材料,在其表面上制备了不同圆孔间距及圆孔深度的微孔阵列样品以研究微米结构对表面疏水特性的影响,并对其疏水机理进行分析。结果表明,所制备的微孔样品润湿特性均符合Cassie-Baxter模型,在本征接触角为69.5°的Si表面通过微孔结构调控可显著提高疏水特性,获得了具有140°接触角的优异疏水特性样品而未进行表面化学修饰。研究结果为设计安全壳涂层材料及其表面微结构提供了技术方案,为强化核电站非能动安全壳冷却系统传热性能提供了解决思路。

关键词：疏水性涂层微观结构安全壳核电站

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

引用

核动力工程 2019年第3期40卷 97-102页

作者：刘宇生许超胡健庄少欣房芳芳环境保护部核与辐射安全中心北京100086 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序... 详细信息

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器(PRHR HX)和堆芯补水箱(CMT)间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统(RCS)瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。

关键词：全厂断电(SBO) ACME台架整体试验非能动安全 Relap5

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

ACME台架全厂断电事故试验研究

引用

原子能科学技术 2018年第8期52卷 1438-1444页

作者：刘宇生许超房芳芳靖剑平王楠安婕铷环境保护部核与辐射安全中心北京100084 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,... 详细信息

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出(PRHR)系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置换料水箱(IRWST)初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。

关键词：全厂断电 ACME台架整体试验非能动安全

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压力容器外部冷却可视化图像分析研究

引用

核动力工程 2019年第4期40卷 21-24页

作者：薛艳芳张祥田道贵国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司

针对反应堆压力容器外部冷却(ERVC)缩比试验台架的可视化视频数据,基于Matlab商业软件开发相应图像自动分辨和界面捕捉程序IMGPROCS1对下朝向半球形结构的沸腾两相流动可视化数据进行批量处理分析。通过图像分析程序的批量处理,分析了... 详细信息

针对反应堆压力容器外部冷却(ERVC)缩比试验台架的可视化视频数据,基于Matlab商业软件开发相应图像自动分辨和界面捕捉程序IMGPROCS1对下朝向半球形结构的沸腾两相流动可视化数据进行批量处理分析。通过图像分析程序的批量处理,分析了不同工况下ERVC过程中沸腾汽泡的界面演化、汽膜厚度、沸腾循环周期等汽泡行为特征。结果表明:核态沸腾工况下,随着热流密度的增加,汽膜厚度逐渐增大;沸腾循环周期维持一恒定值。

关键词：压力容器外部冷却(ERVC) 可视化图像处理沸腾临界

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

引用

核科学与工程 2016年第1期36卷 48-55页

作者：崔成鑫陈炼胡啸国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷... 详细信息

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷却水过冷度,安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。

关键词：自然循环压力容器外部冷却系统流动特性 RELAP5

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

超临界压力CO_2在垂直管内对流换热准则关联式

引用

核动力工程 2010年第5期31卷 72-75页

作者：李志辉姜培学国家核电技术研发中心北京100190 清华大学热科学与动力工程系教育部重点实验室北京100084

对垂直圆管（d=2 mm）内的超临界压力CO2,在压力为7.8~9.5 MPa、进口温度为25~40℃、进口雷诺数Re为3×103～2×104,向上流动和向下流动时的对流换热实验研究结果进行了分析。在无浮升力影响和浮升力影响较大两种情况下,将实验... 详细信息

对垂直圆管（d=2 mm）内的超临界压力CO2,在压力为7.8~9.5 MPa、进口温度为25~40℃、进口雷诺数Re为3×103～2×104,向上流动和向下流动时的对流换热实验研究结果进行了分析。在无浮升力影响和浮升力影响较大两种情况下,将实验结果与已有的准则关联式进行了比较,发现两者偏差较大。因此,在基于实验结果的基础上,提出了新的预测超临界流体换热的准则关联式。

关键词：超临界压力对流换热浮升力关联式

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

引用

核科学与工程 2016年第2期36卷 165-171页

作者：崔成鑫陈炼胡啸国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷... 详细信息

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷却水过冷度、安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外,本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。

关键词：自然循环压力容器外部冷却系统流动特性 RELAP5

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

非能动系统可靠性评价方法综述

引用

核科学与工程 2018年第6期38卷 1040-1046页

作者：崔成鑫黄挺陈炼国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

随着非能动系统在核电站中实际应用,非能动系统可靠性分析也逐渐成为电厂概率安全评价的重要内容,国际上针对该问题开展了大量研究工作,并形成了几种评价非能动系统可靠性评价的方法。本文章简要介绍几种非能动系统可靠性评价方法,对各... 详细信息

随着非能动系统在核电站中实际应用,非能动系统可靠性分析也逐渐成为电厂概率安全评价的重要内容,国际上针对该问题开展了大量研究工作,并形成了几种评价非能动系统可靠性评价的方法。本文章简要介绍几种非能动系统可靠性评价方法,对各种方法进行了比较,并结合目前研究现状,对今后的研究工作提出了一些展望。

关键词：非能动系统可靠性概率安全分析非能动系统不确定性

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RPV弹塑性有限元分析

引用

原子能科学技术 2017年第8期51卷 1413-1418页

作者：杨培勇何铮李鹏飞刚直国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209 国家电投集团科学技术研究院有限公司北京102209

布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价... 详细信息

布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM(传统IVR)和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小(约3.9%),RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。

关键词：轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料弹塑性有限元分析反应堆压力容器

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核级阀门抗震鉴定试验方法探讨

引用

核动力工程 2016年第S2期37卷 58-61页

作者：李琦李朋洲杜建勇李天勇孙磊李鹏飞中国核动力研究设计院成都610213 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京100190

核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定... 详细信息

核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定试验,初步比较了这3类试验方法的结果差异,为核级阀门的抗震鉴定提供了思路和参考。

关键词：核级阀门抗震鉴定试验方法

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：