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国家自然科学基金(11075104)

作品数:8 被引量:9H指数:2
相关作者:佟立丽曹学武陈金波戚展飞苑景田更多>>
相关机构:上海交通大学上海核工程研究设计院更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家重点基础研究发展计划国家教育部博士点基金更多>>
相关领域:核科学技术电气工程理学更多>>

文献类型

  • 8篇中文期刊文章

领域

  • 6篇核科学技术
  • 2篇电气工程
  • 2篇理学

主题

  • 3篇水堆
  • 2篇重水堆
  • 2篇自然循环
  • 2篇间歇泉
  • 2篇非能动
  • 1篇压力容器
  • 1篇压水堆
  • 1篇严重事故
  • 1篇影响因素
  • 1篇余热排出
  • 1篇余热排出系统
  • 1篇事故分析
  • 1篇体积
  • 1篇体积分数
  • 1篇燃烧
  • 1篇燃烧过程
  • 1篇主回路
  • 1篇温度梯度
  • 1篇先进压水堆
  • 1篇卸压

机构

  • 7篇上海交通大学
  • 2篇上海核工程研...

作者

  • 7篇曹学武
  • 7篇佟立丽
  • 2篇苑景田
  • 2篇戚展飞
  • 2篇陈金波
  • 1篇莫小锦
  • 1篇邹杰
  • 1篇袁凯
  • 1篇邵舸

传媒

  • 3篇原子能科学技...
  • 2篇核科学与工程
  • 1篇科技导报
  • 1篇核动力工程
  • 1篇Nuclea...

年份

  • 3篇2014
  • 3篇2013
  • 2篇2012
8 条 记 录,以下是 1-8
排序方式:
Effect of hydrogen combustion in the primary pump compartment被引量:3
2012年
Hydrogen combustion in a nuclear power plant may threaten the integrity of some important systems and components.In this paper,the effect of hydrogen combustion in the primary pump compartment is analyzed by different initial hydrogen concentration and igniter locations using Computational Fluid Dynamics method.The results show that the combustion is confined to a limited area without pump damage at about 6.6%hydrogen volume fraction.Once igniting the hydrogen,the combustion affects the whole compartment at the 12%hydrogen volume fraction.The stress caused by the great temperature gradient or high temperature may damage the primary pump. Igniters at the lower location accelerate the combustion process and cause a threat to the pump integrity.
LI JingxiTONG LiliCAO Xuewu
关键词:泵舱体积分数温度梯度燃烧过程
反应堆主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响分析
2013年
本工作耦合建立了600MW压水堆核电厂热工水力、裂变产物行为和放射性后果评价的分析模型,选取SB-LOCA、SGTR、SBO和LOFW等4个高压熔堆事故序列,研究了主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响,包括主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的缓解效应和其他负面影响。分析表明:实施主回路卸压可缓解高压熔堆事故序列下压力容器外的释放,但卸压工况下事故早期安全壳内的气载放射性活度较基准工况下的大。相关分析结论可作为严重事故管理导则制定的技术基础。
邵舸佟立丽曹学武
加热系统间歇泉流动特征及影响因素实验研究被引量:1
2013年
通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;可以通过上升段相对压差和相对温差之比对间歇泉流动进行识别;5个工况参数中对间歇泉流动影响最大的是上升段几何结构和加热功率,增加上升段长径比和增大加热功率更有利于形成间歇泉流动。
戚展飞陈金波佟立丽曹学武
关键词:间歇泉自然循环
AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究被引量:4
2012年
AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。并且着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。
莫小锦佟立丽曹学武
关键词:非能动余热排出系统事故分析AP1000
加热系统间歇泉流动机理与模型研究被引量:2
2013年
在实验基础上对间歇泉流动的机理进行了分析:间歇泉流动是浮力与阻力间相互耦合的结果;系统热量的分布不均匀是发生间歇泉流动的重要前提;汽-液交界面的振荡引起了管路内流动参数的振荡,汽-液交界面的破裂最终决定了蒸汽的喷涌时刻。在机理分析的基础上,建立了间歇泉流动中系统热量传输模型,模型计算结果与实验结果较为符合。
戚展飞陈金波佟立丽曹学武
关键词:间歇泉自然循环
重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析
2014年
对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。
苑景田佟立丽曹学武
关键词:重水堆
非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究
2014年
非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。
袁凯邹杰佟立丽曹学武
关键词:严重事故
重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析
2014年
使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型(Churchill-Chu和McAdams模型)进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。
苑景田佟立丽曹学武
关键词:重水堆
共1页<1>
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