国家科技重大专项(2011ZX06004-008)
- 作品数：29 被引量：45H指数：3
- 相关作者：陈义学陈涛杨晔曹博周源更多>>
- 相关机构：华北电力大学国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司哈尔滨工程大学更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项中央高校基本科研业务费专项资金国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术一般工业技术理学化学工程更多>>
- 多物理耦合方法在严重事故仿真软件SimSA开发中的应用被引量：1
- 2016年
- 为满足核电厂全范围模拟机对严重事故过程仿真的需求,自主开发了严重事故仿真软件SimSA,能模拟从设计基准事故到严重事故的主要事故过程,并能准确给出相关进程的计算结果。SimSA包含3大主要模块:热工水力模块(Therm)、堆芯行为模块(Core)以及安全壳行为模块(Cont)。其中,Therm与Core两个模块的耦合过程中采用了SCDAP/RELAP5相似的基于过程机理的耦合方法。本文结合SimSA软件的具体情况介绍了这种耦合方法的实现过程,并采用耦合后的程序对大破口叠加安注失效及全厂断电叠加辅助给水丧失两个典型初因事故导致的严重事故序列进行了计算,将计算结果与相同初始条件下MAAP4的计算结果进行对比分析。结果表明,SimSA中采用的这种耦合方式是成功的。
- 魏巍齐克林林旭升杨森权谭超
- 关键词：严重事故仿真热工水力
- 不同混合气体浓度对氢气燃烧行为影响分析
- 本文在直径为2m,高度为4m的圆柱型罐体上,进行点火器位于罐内下部位置,混合气体中氢气体积分数依次为4.33%、5.17%、7.38%和9.38%的点火器试验,探索了气体点燃后罐内压力、气体温度、火焰信号和H2浓度等变化...
- 杜卡帅胡珀翟书伟
- 关键词：点火器
- 文献传递
- 脉冲柱法研究碘在北山花岗岩中的迁移
- 2012年
- 129I是一重要的裂变产物,其在环境中的行为受到人们的重视。本工作利用脉冲柱法研究了125I(作为129I的替代物)在北山花岗岩中的迁移情况。实验结果表明,对流-水力学弥散是碘迁移的主要机制。碘的弥散系数D随流速的增加而增加,随淋洗液pH的增加而减小。D随pH的变化趋势与岩粉表面的电荷变化吻合。当流速为0.07mL.min-1、pH=8.0时,D=3.29×10-5 m2.min-1,和已有的实验结果相符,验证了弥散度只与介质有关这一结论。
- 陈涛黎春刘晓宇王路化郑仲王祥云刘春立
- 关键词：碘北山花岗岩迁移高放废物
- 不同点火器位置下氢气-空气混合气体燃烧特性试验分析
- 压水堆核电站发生严重事故时会有大量氢气释放到安全壳与空气混合形成可燃混合气体,这种情况下为了保证安全壳的完整性,点火器燃烧缓解措施被广泛应用。本文在1个立式圆柱罐体内于不同点火器位置下进行4%、5%、6%浓度下的氢气燃烧...
- 翟书伟胡珀杜卡帅
- 关键词：点火器
- IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算被引量：1
- 2013年
- 应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留(IVR)中熔融堆芯被Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15m3的OSM时,压力容器伸长约2m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe3O4导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO2-ZrO2-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。
- 杨培勇张金龙汲水裴杰
- 关键词：严重事故
- 直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟被引量：2
- 2020年
- 直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究,获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征,并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明:对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时,一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动,且其附近的壁温强烈波动,可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。
- 赵孝白宇飞张震杨星团
- 关键词：直流蒸汽发生器RELAP5
- 非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用被引量：1
- 2016年
- 由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却(ERVC)系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。
- 崔成鑫常华健黄挺陈炼
- 关键词：非能动系统
- 基于SimCont的AP1000非能动安全壳冷却系统仿真实现被引量：2
- 2013年
- 应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价。结果表明:SimCont程序仿真模型能很好地反映出非能动安全壳冷却系统的功能,计算结果与安全分析报告基本吻合。
- 魏巍魏来陈艳芳谭超林旭升
- 关键词：安全壳非能动仿真
- 燃料元件功率瞬态试验氦-3回路中氚阱设计被引量：1
- 2015年
- 在燃料元件堆内功率瞬态试验中,为净化氦-3气体吸收中子产生的氚,保证试验的安全性,需设计一个用于捕集氚的装置——氚阱。选择海绵钛作为贮氚金属。原型容器的设计主要依据氚的产量、氚钛化学反应、温度、压力、还有氚衰变氦释放等因素。总体结构采用内加热形式的双层包套式不锈钢压力容器,可减小热损失和氚的渗透量。本文同时也介绍了氚阱的结构、传热、屏蔽和密封等的分析结果。
- 李炳林孙胜汪海童明炎戴钰冰
- 百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价被引量：2
- 2015年
- 根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10kg/s)、中流量(50kg/s)和大流量(200kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明:在堆芯损伤初期,可认为10kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。
- 胡啸黄挺裴杰陈炼
- 关键词：严重事故
