检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2020年第5期40卷 836-843页

作者：贾斌高新力孟利利石兴伟靖剑平马帅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

本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产... 详细信息

本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。

关键词： RELAP5 国产先进压水堆 SGTR 质量释放满溢快速冷却系统

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严重事故安全壳废液中核素活度计算

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科学技术与工程 2021年第31期21卷 13361-13365页

作者：陈海英郭瑞萍王韶伟潘楠田欣鹭张春明生态环境部核与辐射安全中心北京102401 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 上海核工程研究设计院有限公司上海200233

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中... 详细信息

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化。结果表明:在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小。^(134)Cs、^(137)Cs、^(89)Sr、^(90)Sr、^(127)Tem、^(103)Ru、^(106)Ru、^(144)Ce、^(241)Pu、^(90)Y、^(91)Y、^(95)Nb、^(95)Zr衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分。

关键词：严重事故安全壳废液核素放射性活度

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压力容器-保温层流道变形条件下临界热流密度试验研究

引用

核动力工程 2020年第6期41卷 52-57页

作者：刘宇生薛艳芳王昆鹏温爽张钲新李聪新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京100086 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209 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

针对压力容器外部冷却(ERVC)应用中的压力容器-保温层流道(RPV-保温层流道)变形问题,利用提高临界热通量影响因素(FIMR)的试验装置,在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度(CHF)的试验研究,分析了流道变形和流量变化对压力容器... 详细信息

针对压力容器外部冷却(ERVC)应用中的压力容器-保温层流道(RPV-保温层流道)变形问题,利用提高临界热通量影响因素(FIMR)的试验装置,在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度(CHF)的试验研究,分析了流道变形和流量变化对压力容器(RPV)下封头壁面CHF的影响规律,获得了流道变形情况下ERVC的安全裕度。结果表明:随着RPV下封头角度升高,循环流量增加,下封头壁面CHF增大;与原型流道相比,变形流道下封头壁面CHF的变化幅度小于7%,流道变化的影响并不显著;变形流道中,下封头壁面安全裕量最小的位置与原型流道相同,其安全裕量略有提高。

关键词：临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留压力容器外部冷却(ERVC) 流道变形

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堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究

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核安全 2022年第4期21卷 66-73页

作者：刘宇生王庶光李东阳唐济林谭思超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生态环境保护部核与辐射安全中心北京100082 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 哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213

针对先进非能动压水堆技术中使用的堆芯补水箱系统(CMT),本文分析归纳了CMT的设计功能及其运行特点。基于对国内外CMT相关热工水力研究的调研分析,结合整体效应试验或单项效应试验对CMT及其所在支路的热工水力现象进行了研究,总结了CMT... 详细信息

针对先进非能动压水堆技术中使用的堆芯补水箱系统(CMT),本文分析归纳了CMT的设计功能及其运行特点。基于对国内外CMT相关热工水力研究的调研分析,结合整体效应试验或单项效应试验对CMT及其所在支路的热工水力现象进行了研究,总结了CMT相关热工水力现象,并对其试验研究提出了建议。在进行CMT试验时需针对关注的不同现象选取不同的相似准则,同时也应考虑自然循环特征时间与关注现象特征时间的相互作用关系。

关键词：非能动系统堆芯补水箱现象识别

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基于COMSOL的低压过冷沸腾仿真研究

基于COMSOL的低压过冷沸腾仿真研究

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中国核学会2021年学术年会

作者：朱光昱王昆鹏贾斌靖剑平刘福东张春明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中国核电工程有限公司

基于COMSOL软件的流体动力学模块,耦合流动传热模型和湍流-混合物模型,通过用户自定义添加相变传质、湍流传热和汽泡脱离直径等计算项,同时考虑不同系统压力下温度变化对水的物性的影响,对Zeitoun等完成的低压条件下内管加热外管绝热的... 详细信息

基于COMSOL软件的流体动力学模块,耦合流动传热模型和湍流-混合物模型,通过用户自定义添加相变传质、湍流传热和汽泡脱离直径等计算项,同时考虑不同系统压力下温度变化对水的物性的影响,对Zeitoun等完成的低压条件下内管加热外管绝热的环型通道内过冷沸腾实验进行了仿真模拟。通过对比实验值、本文介绍的计算模型的预测结果以及其他学者采用ATHLET软件仿真得到的截面平均含气率轴向分布情况,分析了当前COMSOL计算模型对低压工况下过冷沸腾仿真的适用性。

关键词： COMSOL 过冷沸腾含气率仿真

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压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证

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核科学与工程 2020年第3期40卷 359-366页

作者：杨昭林王亮周永海周克波吴华雄柳顺雷王昆鹏叶远虑北京大学环境科学与工程学院北京100871 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 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518057 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结... 详细信息

氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析。研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的。

关键词：压水堆核电厂气液态放射性流出物氚

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