检索结果-内蒙古大学图书馆

核技术 2023年第1期46卷 100-105页

作者：左嘉旭宋维安婕铷庄少欣石兴伟生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且... 详细信息

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。

关键词：严重事故 ASTEC 反应堆压力容器内熔融物滞留临界热流密度

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自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨

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核科学与工程 2024年第2期44卷 448-452页

作者：戴阿灿田欣鹭王昆鹏攸国顺韩向臻黄旭阳靖剑平生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488

受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研... 详细信息

受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研究成果可为核设计软件瞬态分析模型的确认提供参考。

关键词：核设计瞬态安全评价

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海洋条件下小型堆堆芯补水系统模化分析

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核动力工程 2024年第1期45卷 27-33页

作者：唐济林刘宇生谭思超李东阳王庶光邱立青哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213 生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082

为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计... 详细信息

为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计的相似准则。研究结果表明,PCMS内存在多种复杂热工水力现象及其耦合过程,其中CMT支路的热工水力现象最具代表性,其自然循环过程受海洋条件的影响最为显著;海洋条件导致PCMS内流体产生附加惯性力,附加加速度一致是试验模型再现海洋条件影响的必要条件。海洋条件下PCMS模化设计应遵循阻力数、Richardson数、冷凝数和加速度等相似准则,基于上述相似准则设计的试验模型能够以合理的失真水平再现设计原型内的主要热工水力现象及其耦合效应。

关键词：模化分析海洋条件小型模块化反应堆堆芯补水系统

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RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究

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核技术 2022年第1期45卷 97-102页

作者：朱光昱闵金坤靖剑平王昆鹏刘福东生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488 中国核电工程有限公司北京100840 清华大学工程物理系北京100084

熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容... 详细信息

熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明:在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。

关键词：熔融物堆内滞留严重事故熔融池

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核电厂海啸水灾事故仿真研究

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核科学与工程 2022年第5期42卷 1172-1177页

作者：朱光昱王昆鹏梁兵靖剑平生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488 中国核电工程有限公司北京100840

采用COMSOL Multiphysics软件搭建了一个基于浅水方程组的二维仿真模型,通过插值函数编辑了计算域内防波堤等地形高度参数,对海啸发生后核电厂区内的洪水演进过程进行了仿真模拟。讨论了不同的最大天文潮位和风暴潮增水、海啸波高组合... 详细信息

采用COMSOL Multiphysics软件搭建了一个基于浅水方程组的二维仿真模型,通过插值函数编辑了计算域内防波堤等地形高度参数,对海啸发生后核电厂区内的洪水演进过程进行了仿真模拟。讨论了不同的最大天文潮位和风暴潮增水、海啸波高组合叠加状态下,核电厂区内的水淹情况和建筑物受到的冲击力,以及防波堤在洪水发展过程中提供的保护作用。计算结果可为核电厂安全级蓄电池、应急柴油发电机组及应急配电装置的布置提供建议。

关键词：核电厂浅水方程海啸仿真

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严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析

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核科学与工程 2022年第3期42卷 631-636页

作者：朱光昱张宁娜王昆鹏石兴伟左嘉旭刘福东生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488 中国核电工程有限公司核电安全研究中心北京100840

本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比... 详细信息

本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO_(3)-80%KNO_(3)熔盐,湍流模型设置为低雷诺数k-ε模型。仿真结果表明,稳态下熔融池内存在较强的沿冷却壁面向下的自然对流,同时还伴随着大量的涡流,在涡流搅拌作用下温度场形成了明显的热分层结构。仿真得到的熔融池中部和顶部区域温度分布以及冷却壁面上的结壳厚度与实验值十分接近,说明COMSOL软件适用于熔融池仿真工作。

关键词：熔融池 COMSOL 热分层

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蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响

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核科学与工程 2023年第2期43卷 388-394页

作者：朱光昱闵金坤王昆鹏石兴伟生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488 中国核电工程有限公司北京100840 清华大学工程物理系北京100084

核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结... 详细信息

核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。

关键词：严重事故堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI) 蒸汽爆炸

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ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 64-70页

作者：刘宇生许超吴鹏王楠李振啸哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果... 详细信息

为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故(SBLOCA)进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统(ADS)喷放阶段和安全壳内置换料水箱(IRWST)安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统(PXS)均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统(RCS)初期降压速率、PRHR热交换器(HX)流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱(CMT)和蓄压安注箱(ACC)安注流量的影响较小。

关键词：小破口失水事故(SBLOCA) 先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)台架整体效应试验 PRHR管线

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自主化压水堆子通道分析软件传热模型分析

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科学技术与工程 2024年第32期24卷 13819-13825页

作者：贾斌温爽史强乔雪冬靖剑平高新力生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488

为更好地开展自主化压水堆(pressurized water reactor,PWR)子通道分析软件传热模型的评价工作,对国家核安全局目前在审的几款国产自主化压水堆子通道分析软件的传热模型开展分析研究。首先,确认传热模型对于自主化压水堆子通道分析软... 详细信息

为更好地开展自主化压水堆(pressurized water reactor,PWR)子通道分析软件传热模型的评价工作,对国家核安全局目前在审的几款国产自主化压水堆子通道分析软件的传热模型开展分析研究。首先,确认传热模型对于自主化压水堆子通道分析软件的实际意义,即软件传热模型计算的相关参数主要体现在液相能量守恒方程的封闭过程中。然后通过对核态沸腾起始点(onset of nucleate boiling,ONB)模型的实验确认以及敏感性分析。最终得到ONB模型的计算偏差对通道内轴向压力、燃料包壳外壁面温度等参数的计算结果影响很小。虽然ONB模型的计算偏差会对通道内空泡份额以及偏离泡核沸腾比(departure from nucleate boiling ratio,DNBR)产生一定影响,但仅局限于ONB起始点附近位置,对后续高空泡份额、更小DNBR的通道轴向位置的参数计算影响很小。

关键词：自主化压水堆(PWR) 子通道分析软件传热模型软件评价核态沸腾起始点(ONB)

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IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟

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科学技术与工程 2022年第30期22卷 13315-13320页

作者：朱光昱靖剑平石兴伟左嘉旭刘宇生温爽生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京102488 中国核电工程有限公司北京100084 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发... 详细信息

堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。

关键词：堆内熔融物滞留技术反应堆压力容器热膨胀

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