AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析 被引量：4

1

作者 刘雨 党俊杰 +1 位作者 陆道纲 曾晓佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1027-1033,共7页

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量... 地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却水贮存箱 流固耦合 缩比试验模型 冲动质量

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非能动安全壳局部分层及分区计算研究

2

作者 王升飞 王晔云 +3 位作者 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期891-895,共5页

搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序... 搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序进行对比分析,并结合实验研究结果,提出一种根据壳内传热和流动的特点进行分类分区,然后再各自建立模型进行计算的新方法。 展开更多

关键词 非能动安全壳 局部分层 分区计算

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EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析 被引量：1

3

作者 隋丹婷 陆道纲 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期881-890,共10页

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流... 本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。 展开更多

关键词 EBR-Ⅱ 事故余热排出系统 SHRT-17 SHRT-45R

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

4

作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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振动条件下平行孔板间流体的作用力实验 被引量：2

5

作者 刘雨 陆道纲 +2 位作者 王园鹏 李文哲 李宗洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1419-1424,共6页

乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有... 乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有平板或孔板两种方案。对格架进行结构动力学分析时,为了简化流体间隙附加质量的计算,工程上一般将孔板直接简化为平板。这样的方法并不能精确反映出实际的流固耦合效应。为获得格架与格架、格架与池壁间流体的流固耦合特性,搭建实验台架,通过振动实验,测量孔板的间隙流体在不同激振频率、不同间隙条件下的流体作用力。实验最终给出孔板的间隙流体的流体力,并给出了不同间隙条件下附加质量,本文可为AP1000和CAP1400系列乏燃料储存格架的流固耦合参数选取提供依据。 展开更多

关键词 乏燃料贮存格架 间隙流体 流固耦合 附加质量 振动实验 孔板

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基于TDLAS技术的壳内气体温度测量 被引量：1

6

作者 郝祖龙 辛明伟 王志远 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2015年第10期59-61,80,共4页

针对热电偶测温法在安全壳传热实验中存在的不足,研究利用可调谐二极管激光吸收光谱（TDLAS）技术用于壳内温度的非接触式测量。简要介绍了TDLAS测温原理,依据一定规则选取了H2O分子吸收谱线对7 181.155 8和7 166.050 4cm-1。利用现有... 针对热电偶测温法在安全壳传热实验中存在的不足,研究利用可调谐二极管激光吸收光谱（TDLAS）技术用于壳内温度的非接触式测量。简要介绍了TDLAS测温原理,依据一定规则选取了H2O分子吸收谱线对7 181.155 8和7 166.050 4cm-1。利用现有的钢制安全壳试验装置搭建了TDLAS测温系统,采用波长扫描-直接吸收法对壳内温度进行测量。结果表明,在273~373 K,基于TDLAS技术的壳内温度线性误差小于1%,最大波动为±2 K,测量结果能够较准确地反映壳内某一光程方向上的平均温度。该方法也可推广到其他大空间内气体温度的测量。 展开更多

关键词 测试装置 光谱学 温度测量 可调谐二极管激光吸收光谱

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结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究

7

作者 陆道纲 张勋 +1 位作者 李宗洋 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期1570-1579,共10页

为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技... 为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技术;正常功率条件下一回路全自然循环技术;基于自然循环的余热排出技术。针对与该小型模块化反应堆相耦合的小型多管循环式AMTEC单元,本文重点开展了3项关键部件制备技术的研发,即:AMTEC的TiN多孔薄膜电极制备技术;β″氧化铝固体电解质组件封接技术;吸液芯组件的制备及测试技术。通过对以上技术的研究与开发,初步验证了SMR-AMTEC系统的可行性。 展开更多

关键词 快堆 堆芯 热工水力 碱金属热电转换器 电极 吸液芯

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8—9.5 keV正电子致Ti的K壳层电离截面的实验研究 被引量：2

8

作者 钱宇瑞 吴英 +5 位作者 杨夏童 陈秋香 尤俊栋 王宝义 况鹏 张鹏 《物理学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2018年第19期110-116,共7页

低能正电子碰撞原子内壳层电离截面的实验数据目前还很缺乏,从而影响了对近年来发展的各相关理论模型的检验,限制了慢正电子束流技术在诸多领域中的应用.本文采用慢正电子束流装置产生的8—9.5 keV正电子束碰撞纯厚Ti靶,利用硅漂移探测... 低能正电子碰撞原子内壳层电离截面的实验数据目前还很缺乏,从而影响了对近年来发展的各相关理论模型的检验,限制了慢正电子束流技术在诸多领域中的应用.本文采用慢正电子束流装置产生的8—9.5 keV正电子束碰撞纯厚Ti靶,利用硅漂移探测器(SDD)收集正电子碰撞Ti靶产生的X射线,同时采用高纯锗探测器在线获得与靶碰撞的入射正电子数,从而得到Ti的K壳层实验产额,并基于蒙特卡罗模拟程序PENELOPE获得模拟产额.将实验产额分别与内壳层电离截面数据库采用经典光学数据模型(ODM)和扭曲波玻恩近似理论模型(DWBA)的蒙特卡罗模拟产额进行对比,发现基于ODM理论模型的模拟产额与实验值有较大的偏差,基于DWBA理论模型的模拟产额与实验结果符合较好.根据实验产额和基于DWBA理论模型的模拟产额的比较结果,对蒙特卡罗模拟程序使用的DWBA理论模型数据库进行修正后再进行模拟和比较,从而得到可靠的8—9.5 keV正电子致Ti原子K壳层电离截面数据. 展开更多

关键词 正电子碰撞厚Ti靶 K壳层电离 蒙特卡罗模拟 扭曲波玻恩近似理论模型

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LOCA下小型抑压式安全壳内流动与传热现象初步研究 被引量：3

9

作者 陈耀峰 王升飞 +1 位作者 方圆 林盛盛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期402-409,共8页

将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体... 将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体混合物。按照从简到繁的研究方法,本文以没有相变的热空气作为工质进行数值模拟,研究气体在抑压系统中的流动传热特性。通过在Fluent中建模并得到不同工况下抑压系统内气体体积分数、温度和压力云图。计算结果表明,在抑压开始阶段,容器压力分布呈现层状结构;干湿井连通管出口存在明显压力振荡,改变破口气体流速和温度,振荡程度加剧。 展开更多

关键词 小型堆 抑压系统 安全壳 空气 数值模拟

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核供热堆安全性分析 被引量：2

10

作者 张博雅 周涛 +1 位作者 丁锡嘉 张家磊 《黑龙江电力》 CAS 2020年第1期6-10,共5页

利用核能供暖是解决北方大气污染的有效途径。国家已出台一系列核安全法规,并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆,不会发生融堆事故。供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严... 利用核能供暖是解决北方大气污染的有效途径。国家已出台一系列核安全法规,并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆,不会发生融堆事故。供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严格限制,放射性水平低,不会对环境及公众健康造成影响。核安全文化的建设、贯彻,有助于系统稳定安全地运行。通过对法律法规、供热堆技术安全性、排放物安全性、核安全文化等进行分析,发现供热堆技术成熟、安全性高,可广泛推广。目前已有供热堆的事故模拟、试验等均可安全停堆,且不会对用户健康造成影响。 展开更多

关键词 核安全 供热堆 核安全法规 核安全文化 清洁能源 采暖

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快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究 被引量：1

11

作者 秦亥琦 陆道纲 +3 位作者 司宇 刘少华 唐甲璇 钟达文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1288-1295,共8页

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管... 工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管脚与φ6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。 展开更多

关键词 快堆燃料组件 少孔式管脚 水力实验

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用微流体惯性冲击器过滤安全壳内气溶胶的研究 被引量：1

12

作者 齐厚博 牛风雷 +1 位作者 易明强 玉宇 《核科学与技术》 2015年第2期22-28,共7页

核电站出现严重核事故时,反应堆安全壳内的放射性气溶胶将迅速增加,一旦释放于大气环境中将带来严重后果,增大事故的危险性,故需使用相应的过滤吸附装置避免此种放射性气溶胶向大气中扩散。现有的反应堆安全壳内气溶胶过滤器大多数为网... 核电站出现严重核事故时,反应堆安全壳内的放射性气溶胶将迅速增加,一旦释放于大气环境中将带来严重后果,增大事故的危险性,故需使用相应的过滤吸附装置避免此种放射性气溶胶向大气中扩散。现有的反应堆安全壳内气溶胶过滤器大多数为网状结构,需要定时更换滤纸,且气溶胶在滤纸上的沉积会影响事故情况下的泄压。本文研究、设计了一个不需更换滤纸即可收集过滤安全壳内气溶胶的微流体惯性冲击式气溶胶过滤器(简称MEMS过滤器),并用模拟试验验证了该设想的可行性。 展开更多

关键词 核电站 气溶胶 过滤 微流体惯性冲击器

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快堆燃料组件管脚开孔孔径选型水力实验研究

13

作者 秦亥琦 陆道纲 +3 位作者 唐甲璇 刘少华 王嘉瑞 钟达文 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期373-381,共9页

管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无... 管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计提供参考。本文通过水力实验,研究了不同开孔孔径的燃料组件管脚对应阻力系数分布、流量与压降对应关系等流体力学性能。结果显示,管脚开孔孔径直接决定了冷却剂钠的质量流量与压降对应关系,可以通过改变管脚开孔孔径调节进入不同分区的燃料组件入口流量,使之具有大致相等的压降;本文引入了管脚收缩系数这一无量纲数,提出与管脚结构参数有关的阻力系数经验关系式,用于快堆燃料组件管脚阻力系数及压降的一般估算;基于设计要求的压降与开孔流速限值,本文给出了快堆燃料组件管脚开孔孔径选型推荐方案,供相关实验或工程参考。 展开更多

关键词 快堆燃料组件 管脚开孔选型 水力实验

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基于可分离编码的高分辨X射线荧光成像技术研究 被引量：1

14

作者 孙世峰 《物理学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2020年第19期359-367,共9页

相比于传统基于毛细管或针孔的X射线成像系统,编码孔径成像系统具有结构简单、灵敏度高、扩展性强等优势,使其在X射线荧光成像中极具潜力.本工作应用新型编码孔径成像计算模型,设计了一种基于可分离编码的X射线成像系统.利用Geant4蒙特... 相比于传统基于毛细管或针孔的X射线成像系统,编码孔径成像系统具有结构简单、灵敏度高、扩展性强等优势,使其在X射线荧光成像中极具潜力.本工作应用新型编码孔径成像计算模型,设计了一种基于可分离编码的X射线成像系统.利用Geant4蒙特卡罗仿真对系统的性能进行了研究,并根据快速迭代收缩阈值算法进行了图像重建.模拟及分析结果显示,近场成像时,与传统基于卷积模型的成像系统不同,该系统的性能不受准直效应的影响.成像系统的空间分辨率约为65μm,并能够准确地重建出不同能量的线源和形状复杂物体的图像.重建图像的质量受校准时所用X射线能量和物体发射X射线能量的影响,两者差异越小,重建图像的质量越高.三维重建结果显示,系统能够从单次获取的二维投影图像,正确地重建出物体与系统的距离,轴向空间分辨率约为1.1 mm. 展开更多

关键词 编码孔径 X射线荧光成像 蒙特卡洛模拟 图像重建

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基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制分布式仿真 被引量：5

15

作者 郝祖龙 朱卉平 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2017年第1期84-87,共4页

蒸汽发生器作为压水堆的核心部件,研究不同工况下它的水位动态特性对核电站的安全评估和水位控制系统设计具有重要意义。提出了一种基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制仿真方法。用Matlab/Simulink搭建蒸汽发生器水位控制系统... 蒸汽发生器作为压水堆的核心部件,研究不同工况下它的水位动态特性对核电站的安全评估和水位控制系统设计具有重要意义。提出了一种基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制仿真方法。用Matlab/Simulink搭建蒸汽发生器水位控制系统仿真模型,用LabVIEW开发具有交互功能的水位控制人机界面,仿真模型与人机界面之间采用基于OPC中间件实现客户机\服务器模式的连接。仿真结果表明,本方法在保证计算精度的同时还具有人机交互性好、可扩展性强等特点,也可应用于核反应堆其他控制系统的分布式仿真。 展开更多

关键词 核电站 蒸汽发生器 水位控制 分布式仿真

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600MW机组凝汽器壳侧数值模拟与应用 被引量：9

16

作者 钟达文 孟继安 +1 位作者 朱晓磊 李志信 《汽轮机技术》 北大核心 2019年第2期127-130,135,共5页

采用多孔介质模型数值研究了仿生双连树型管束及双峰型管束凝汽器壳侧的流动与传热特性。数模拟结果表明,仿生双连树型管束比双峰型管束的向心流动更明显,涡流更少且影响范围更小,空气聚集减弱,传热系数更为均匀。在600MW热负荷的设计... 采用多孔介质模型数值研究了仿生双连树型管束及双峰型管束凝汽器壳侧的流动与传热特性。数模拟结果表明,仿生双连树型管束比双峰型管束的向心流动更明显,涡流更少且影响范围更小,空气聚集减弱,传热系数更为均匀。在600MW热负荷的设计工况下,HEI标准的设计背压应为4.9kPa,双峰型管束和仿生双连树型管束的数值模拟计算背压分别为5.37kPa和4.67kPa。邹县5号机组的工程试验测量仿生双连树型管束的背压为4.77kPa,与数值模拟结果相近,验证了数值模拟方法的可靠性。数值模拟和工程实践都验证了仿生双连树型管束具有显著的节能效果。 展开更多

关键词 凝结 传热 流动 管束布置 多孔介质

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AP1000机组小破口失水事故模拟分析 被引量：4

17

作者 陈杰 周涛 +1 位作者 刘亮 李宇 《华电技术》 CAS 2016年第1期68-71,75,共5页

采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP... 采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52MPa时,堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后,压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。 展开更多

关键词 AP1000机组 小破口失水事故 PCTRAN软件 瞬态曲线 模拟分析

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密度锁内分区模型研究 被引量：1

18

作者 王升飞 阎昌琪 +2 位作者 闫修平 玉宇 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期264-267,共4页

通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中... 通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中第2类温度场最好,是密度锁正常工作时的最佳选择。 展开更多

关键词 非能动设备 密度锁 分区模型 强分层 弱分层

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碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析 被引量：1

19

作者 郝祖龙 易柏全 +1 位作者 王升飞 玉宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期810-817,共8页

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度... 碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10^(-12),明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。 展开更多

关键词 压水堆 碳化硅包壳 复合材料 应力分布 失效概率

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加热面朝下的池沸腾汽泡动态行为研究 被引量：1

20

作者 钟达文 史昊鹏 +3 位作者 孟继安 秦天骄 张显 刘赟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1795-1800,共6页

基于Matlab软件开发了自动识别气液两相流界面程序,程序可获得气液界面变化、汽膜厚度、汽膜脱离周期和汽膜法向速度等特征。利用该程序对沟槽结构加热表面朝下布置时,在不同倾角、不同热流密度下的汽泡动态数据进行了处理和分析。结果... 基于Matlab软件开发了自动识别气液两相流界面程序,程序可获得气液界面变化、汽膜厚度、汽膜脱离周期和汽膜法向速度等特征。利用该程序对沟槽结构加热表面朝下布置时,在不同倾角、不同热流密度下的汽泡动态数据进行了处理和分析。结果表明:加热表面朝下发生核态沸腾时,汽膜厚度随热流密度的增大而增大,汽泡脱离周期随热流密度的增大先减小,而后维持在一稳定值;汽膜脱离周期随倾角的增大而减小,倾角为5°时的汽膜脱离周期稳定在0.27 s左右。当发生沸腾危机时,汽膜厚度迅速减小,这可作为动态监测加热表面沸腾状态的依据。 展开更多

关键词 加热表面朝下 沸腾 图像处理 汽泡

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