检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2016年第12期50卷 2188-2193页

作者：张鹏李纬邸智胡啸张蕾邹亚亨陈炼常华健陈培培国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京100190 清华大学北京100084 国家电力投资集团海外投资公司北京100029

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模... 详细信息

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象，这一现象将造成反应堆进一步失水，进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用，但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大，导致该区的模型并不完善。本文介绍空气‐水的池式夹带高速区试验，试验本体参考AP1000原型参数，本体内径为380mm，高为2.2m，由透明材料制作，供气流速为0.98～5.41m／s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据，发展了现有的池式夹带高速区模型，并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。

关键词：池式夹带热工水力学试验反应堆安全分析

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IVR策略下重金属层内不同传热方式研究

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2458-2464页

作者：李宗洋常华健陈炼韩昆房芳芳清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

熔池的分层结构中可能会出现底部为重金属层的三层熔池结构。因为重金属层内有衰变热,且熔池底部的临界热流密度(CHF)相对较低,使得重金属层附近的侧壁可能发生压力容器失效。本文采用伍德合金或水作为试验工质进行重金属层试验,分析了... 详细信息

熔池的分层结构中可能会出现底部为重金属层的三层熔池结构。因为重金属层内有衰变热,且熔池底部的临界热流密度(CHF)相对较低,使得重金属层附近的侧壁可能发生压力容器失效。本文采用伍德合金或水作为试验工质进行重金属层试验,分析了重金属层在不同边界条件下的传热情况。试验结果表明,试验段内温度随高度的增加而逐渐增加。当重金属层内结壳后,主导的传热模式从对流传热过渡到热传导。这会影响侧壁热流密度分布,且在两种传热模式下侧壁的热流密度分布都不是均匀的。比较发现,已有的ACOPO、BALI、Mayinger和UCLA传热关系式能相对合理地预测以伍德合金和水作为试验工质的重金属层试验中的平均侧向努赛尔数。

关键词：重金属层伍德合金传热模式试验堆内熔融物滞留

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针对IVR-ERVC策略的朝下曲面化学水沸腾CHF特性试验

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核动力工程 2016年第6期37卷 23-27页

作者：杨胜胡腾陆维常华健国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

基于大型临界热流密度（CHF）试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸（H3BO5）与磷酸三钠（Na3PO4）的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明：对于SA5... 详细信息

基于大型临界热流密度（CHF）试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸（H3BO5）与磷酸三钠（Na3PO4）的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明：对于SA508III钢材料压力容器,在不同属性的化学水环境中CHF呈现不同变化规律。硼酸溶液CHF值较去离子水低,且随浓度（1000-3000 mg/L）增加而降低;低浓度（500、1000 mg/L）磷酸三钠溶液CHF值获得强化,而高浓度下（3500 mg/L）CHF弱化;硼酸与磷酸三钠混合溶液的CHF随磷酸三钠浓度增加先增大后减小。

关键词：压力容器内滞留硼酸磷酸三钠朝下曲面临界热流密度

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一种栅元等效均匀化计算的改进方法及其验证

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 29-32页

作者：刘召远刘志宏赵晶张剑彭良辉清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

传统的栅元等效均匀化计算方法一般采用体积-通量权重法,保证了在反射边界条件下各群通量和反应率的守恒,但该方法在边界入射流较强时有一定误差。本文提出了一种改进的等效均匀化方法,该方法以栅元边界入射流与出射流之间的响应等效作... 详细信息

传统的栅元等效均匀化计算方法一般采用体积-通量权重法,保证了在反射边界条件下各群通量和反应率的守恒,但该方法在边界入射流较强时有一定误差。本文提出了一种改进的等效均匀化方法,该方法以栅元边界入射流与出射流之间的响应等效作为理论基础,认为不需要保证等效前后的平均通量守恒,而应保证入射流与出射流以及各群反应率之间的响应关系守恒。和原有均匀化方法相比,改进方法几乎不增加任何计算量。对带反射层的平板问题及C5G7MOX基准例题分别进行测试计算,结果表明,改进的栅元等效均匀化方法对特征值和棒功率分布的计算精度有明显的改善作用。

关键词：栅元等效均匀化边界流响应截面修正 C5G7MOX基准题

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真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究

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原子能科学技术 2016年第10期50卷 1782-1786页

作者：陆维胡腾赵宇峰杨胜常华健国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试... 详细信息

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 ***.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。

关键词：临界热流密度 SA508 Gr3. Cl.1钢严重事故熔融物堆内滞留

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非能动核电站全厂断电事故的非等压模拟比例分析研究

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动力工程学报 2017年第9期37卷 764-772页

作者：石? 叶子申杨福明李玉全郝博涛国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209 先进核能技术协同创新中心北京100084

应用H2TS方法对非能动核电站的全厂断电(SBO)事故进行了比例分析研究.识别并选择了重要热工水力学现象建立相似准则.基于相似准则中的参数关系,提出非等压模拟非能动核电站SBO事故的原理和试验方法,并进行了失真评价和程序预分析.结果表... 详细信息

应用H2TS方法对非能动核电站的全厂断电(SBO)事故进行了比例分析研究.识别并选择了重要热工水力学现象建立相似准则.基于相似准则中的参数关系,提出非等压模拟非能动核电站SBO事故的原理和试验方法,并进行了失真评价和程序预分析.结果表明:温度是非能动核电站SBO事故分析的核心参数;降压、等温模拟方法复现了原型电站的重要热工水力学现象,基本无失真;降压、降温模拟方法因冷却剂的物性差异产生了较小失真,该失真在事故进程中逐渐减小;ADS阀门开启后,降压模拟自动过渡为等压模拟,各项关键参数与原型电站相等.

关键词：全厂断电非能动核电站比例分析数值模拟

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AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

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原子能科学技术 2015年第8期49卷 1380-1385页

作者：向延孙都成章静巫英伟张鹏秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京100190

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理... 详细信息

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。

关键词：可视化试验 ADS-4 夹带率夹带起始

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交叉气流对安全壳水膜作用的试验装置设计

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核动力工程 2011年第5期32卷 109-112页

作者：鲁仰辉李卫华国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

简要介绍了非能动安全壳冷却系统在事故情况下的工作原理。针对交叉气流对安全壳表面水膜的影响,设计了平板试验台架装置和相应的测量系统。结合试验特征和流体力学理论及经验关联式,分析计算了空气流道间距和测量系统的中探针布置位置... 详细信息

简要介绍了非能动安全壳冷却系统在事故情况下的工作原理。针对交叉气流对安全壳表面水膜的影响,设计了平板试验台架装置和相应的测量系统。结合试验特征和流体力学理论及经验关联式,分析计算了空气流道间距和测量系统的中探针布置位置对试验结果的影响。研究结果表明,试验设计方案合理可行,空气流道间距设为150 mm、第一排探针放置在距离试验板上边1 m处较为合理。

关键词：非能动安全壳冷却系统水膜交叉气流

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采用边界流响应矩阵的组件等效计算方法研究

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 5-8页

作者：刘志宏刘召远彭良辉赵晶张剑清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190

由于反应堆堆芯存在大量重复结构,本文研究采用边界流响应矩阵的组件等效方法处理这些复杂结构。为使组件表面入射流J+与表面出射流J-的耦合关系为线性关系,将组件的裂变截面除以堆芯的keff,将堆芯物理计算的本征值问题转化为一固定源问... 详细信息

由于反应堆堆芯存在大量重复结构,本文研究采用边界流响应矩阵的组件等效方法处理这些复杂结构。为使组件表面入射流J+与表面出射流J-的耦合关系为线性关系,将组件的裂变截面除以堆芯的keff,将堆芯物理计算的本征值问题转化为一固定源问题,这样只需得到J+与J-之间的线性耦合系数即可确定二者的耦合关系。然后通过在全堆芯范围内进行迭代,求出堆芯的keff及各组件的表面流,进而得到堆芯各处的通量分布形状。采用二维SN程序SN2D,对C5G7基准题的等效误差进行计算分析。结果表明:在不进行能群和角度归并的情况下,采用该方法可得到较为精确的keff及组件功率,但栅元功率分布仍存在一定误差,需在进一步研究中加以解决。

关键词：边界流响应矩阵组件等效本征值问题固定源问题 C5G7基准题

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双端进气T型管夹带试验研究

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原子能科学技术 2015年第9期49卷 1586-1592页

作者：向延孙都成章静刘建昌巫英伟张鹏秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京100190

本文以AP1000为原型,通过模化分析设计建造了试验台架(ADETEL),进行了双端进气夹带起始和夹带率试验。用高速摄像仪对试验现象进行记录,并将试验数据与现有数据和模型进行了对比。结果表明,由于试验段结构及试验条件不同,本文试验数据... 详细信息

本文以AP1000为原型,通过模化分析设计建造了试验台架(ADETEL),进行了双端进气夹带起始和夹带率试验。用高速摄像仪对试验现象进行记录,并将试验数据与现有数据和模型进行了对比。结果表明,由于试验段结构及试验条件不同,本文试验数据和现有数据存在较大差异。试验中还对夹带频率进行了研究。结果显示,在夹带率较低时,夹带周期随夹带率的增加而显著减小,夹带率较大时夹带周期逐渐趋于稳定。

关键词：双端进气夹带起始夹带率可视化

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