国家核电技术研发中心
- 作品数：46 被引量：74H指数：4
- 相关作者：孙流莉徐红马莉鲁仰辉赵瑞昌更多>>
- 相关机构：清华大学中国科学院中国科学院大学更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国家科技重大专项国家重点基础研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术动力工程及工程热物理一般工业技术机械工程更多>>
- 逆流空气作用下水膜流动行为的试验研究被引量：1
- 2016年
- 壁面水膜的流动行为对于第三代压水堆核动力装置的非能动安全壳冷却技术和传统的化工冷却技术非常重要,充分理解逆流空气作用下的水沿着平滑壁面的下降流动行为可以为核安全应用等领域提供技术支持。通过搭建试验台架并运用电容探针和照相机进行测量,获得不同相对湿度和温度时的逆流空气流动条件下的水膜厚度,瞬态波动特性和水膜平均速度。试验分析了逆流空气流速对水膜流动行为的影响,也考虑了平板角度对水膜厚度的影响。试验结果表明,空气流速对逆流空气流动下的水膜行为的影响与不考虑空气流动的水膜试验不同。存在一个临界速度,当空气流速比这个临界速度低时,水膜行为与没有空气流动时是相似的。然而当空气流速相对较大时,会造成非常重要的影响。试验数据与已有的经验关联式吻合较好,研究结果将用于指导AP系列安全壳外部气流的设计。
- 李乐李成张亚军
- 关键词：膜厚空气流速
- 中国钍燃料循环反应堆技术选择研究
- 根据钍燃料循环的要求,调研了国内外研究现状和目前可采用的核反应堆技术。通过分析钍资源和各种堆型利用钍资源的潜力,从未来低碳经济需求和核能可持续发展的角度,研究分析了我国钍燃料循环先进反应堆的技术选择。
- 周志伟杨永伟胡永明
- 关键词：先进反应堆
- 文献传递
- ERVC工况下沸腾临界过程的数值模拟研究
- 针对ERVC工况,基于FLUENT14.5商业软件并通过编写用户自定义函数（UDF）对环形冷却剂流道内沸腾相变及临界过程进行了数值模拟,研究了沸腾两相流动的压力场、速度场、相分布以及温度场分布特性,并对偏离泡核沸腾（DN...
- 侯方心常华健张祥胡腾
- 关键词：数值模拟两相流动
- 角度相关不连续因子在JRR3M堆芯输运计算中的应用
- 2011年
- 针对含有强吸收体控制组件的日本研究堆JRR3M,在进行堆芯输运方程计算时,给出了角通量不连续因子(AFDF)的定义,并指出使用角通量不连续因子的必要性,提出使用迭代求解的方法来提高计算精度,并使之满足不连续因子自洽性。针对堆芯设计计算量大的特点,使用了超栅元近似方法。该方法能有效缩短计算时间,且灵活性强。利用组件形状函数,能重构出非均匀模型堆芯通量分布。最后讨论了扩散计算时不连续因子的选取问题,指出根据参考的不同,应选择不同的不连续因子。
- 徐红胡永明周志伟
- 关键词：输运方程组件均匀化
- 整体比例试验中PRHR比例分析与相似准则被引量：4
- 2016年
- 在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中PRHR主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行PRHR的比例分析,得到PRHR在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中PRHR的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。
- 叶子申李玉全陈炼房芳芳
- 关键词：非能动
- 压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析被引量：1
- 2011年
- 为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明:熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。
- 徐红王军荣周志伟马莉
- 关键词：严重事故
- 非能动安全壳冷却系统模拟分析程序PCCSAP-3D及其验证
- 2016年
- PCCSAP-3D是我国自主开发用于分析评价非能动安全壳冷却系统(PCCS)的专用程序。通过对AP1000反应堆系统进行建模,使用PCCSAP-3D模拟分析AP1000在假想的冷却剂丧失(LOCA)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)等设计基准事故下非能动安全系统的运行瞬态,并与西屋公司开发的非能动冷却系统分析程序WGOTHIC的计算结果进行对比。分析结果显示,两者吻合良好,PCCS能够有效地将假想事故下安全壳内的压力控制在设计安全限值以下。初步验证PCCSAP-3D程序对于AP1000反应堆PCCS冷却性能评价的可用性。
- 王岩杨燕宁张尧力周志伟
- 关键词：分析程序先进压水堆
- 蒙卡程序在中国实验快堆物理启动中的应用
- 利用蒙卡程序对中国实验快堆（CEFR）的装料和首次临界方案、控制棒价值和组件替代反应性进行了理论计算。不同CEFR堆芯状态的有效增殖因子（keff）通过蒙卡程序计算直接得到，通过不同堆芯状态的keff计算值进一步可以计算...
- 陈仪煜喻宏胡赟周科源杨晓燕刚直
- 关键词：中国实验快堆蒙特卡罗法有效增殖因子控制棒价值
- 文献传递
- AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析被引量：1
- 2014年
- 非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。
- 玉宇张鹤单祖华胡迎秋王升飞牛风雷刘鑫刚直
- 模糊多属性决策TOPSIS方法在关键设备重要性分析中的应用
- 以可靠性为中心的维修(RCM)不同于凭经验和推断制定维修计划的模式，较好地避免了维修不足和维修过剩的问题，而且提高了发电设备的可靠性和可用率，从而提高了核电厂运行的安全性和经济型。但传统RCM在确定设备的相对重要程度时，...
- 徐红王亮周志伟
- 关键词：核能电站冷却设备设备维护
- 文献传递
