张熙司
- 作品数：23 被引量：12H指数：2
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 相关领域：核科学技术医药卫生电气工程电子电信更多>>
- 基于COMMEN程序的CEFR无保护事故分析
- COMMEN 程序是中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯分析程序.COMMEN 程序采用二维网格对堆芯进行建模，目前主要包含了水力学模块、结构模块以及中子学模块，可以用于计算发生钠沸腾以及包壳破损行为的钠冷快堆严重...
- 曹永刚张熙司胡文军任丽霞
- 关键词：钠冷快堆
- 中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析被引量：2
- 2015年
- 为检验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证。为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析。计算结果表明:按照试验步骤进行操作不会对反应堆安全构成威胁;试验初期存在一些风险,源于主热传输系统各回路的流量不匹配问题,可能会对设备产生较大的热冲击。
- 张熙司胡文军李政昕钱鸿涛
- 关键词：中国实验快堆
- 反应堆及其堆芯熔融物收集装置
- 本申请实施例公开了一种反应堆及其堆芯熔融物收集装置。堆芯熔融物收集装置包括：支撑架和托盘。支撑架包括支撑底板以及自所述支撑底板的周缘向上延伸的外侧围挡，所述支撑底板设有用于供冷却剂流入的冷却剂入口。托盘设置于所述支撑架内...
- 刘兆阳孙刚邓夏夏宇孙帅高付海王明政吴水金杨孔雳张东辉张添翼曾晓佳曹永刚薛方元张熙司郭忠孝胡文军
- 文献传递
- 铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响被引量：4
- 2018年
- 铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。
- 尧俊张熙司胡文军柴翔杨燕华
- 关键词：计算流体力学
- 钠冷快堆碎片床迁移行为底部注气实验研究
- 2020年
- 为了模拟钠冷快堆(SFR)碎片床迁移行为的瞬态过程,采用底部注气方法进行了大量的碎片床迁移实验,来研究颗粒物性、注气流量、注气区域和横向流量等因素对碎片床迁移行为的影响。总的来说,较大的气体注入速度、较大的横流流速以及接近碎片床中心的气体注入区域可以促进碎片床迁移现象的发生,而较大的颗粒直径、不规则的颗粒形状、较大的颗粒密度以及光滑的颗粒表面可以抑制碎片床的迁移行为,不同大小的混合颗粒的迁移特性处于单一尺寸颗粒的迁移特性之间。
- 滕春明张斌单建强单建强曹永刚
- 关键词：钠冷快堆
- 钠冷快堆碎片床迁移判据模型适用性分析
- 2021年
- 当钠冷快堆(SFR)发生堆芯解体事故(CDA)时,熔化后的堆芯燃料被冷却剂冷却固化成碎片颗粒,在堆芯下腔室堆积成碎片床。为保证碎片床内部的衰变热的有效移除以及熔融物堆内滞留(IVR)的有效实施,必须对碎片床迁移行为进行有效预测和模拟。研究人员基于颗粒受力平衡分析开发了碎片床迁移判据模型,以用于判断碎片床是否发生迁移。本文采用底部注气方法进行大量的碎片床迁移实验,并利用迁移判据模型对不同实验条件下的碎片床迁移行为进行计算和预测,进一步验证了所开发的碎片床迁移判据模型的合理性。
- 滕春明张斌单建强单建强曹永刚
- 关键词：钠冷快堆
- 中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析
- 验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证.为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析.计算结果表明:按照试验步骤进...
- 张熙司胡文军李政昕钱鸿涛
- 关键词：快中子反应堆模拟计算
- 钠冷快堆安全分析程序的中子学模型开发与验证
- COMMEN 程序是中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯分析程序.COMMEN 程序采用二维网格对堆芯进行建模,包含了水力学模块和元件结构及传热模块,可以用于计算发生钠沸腾以及包壳破损行为的钠冷快堆严重事故分析.为...
- 张熙司胡文军曹永刚喻宏
- 关键词：钠冷快堆程序开发
- 我国钠冷快堆应急行动水平制定的思考
- 2023年
- 核动力厂应急行动水平是应急计划的主要内容之一,也是核动力进行应急状态分级的有效手段和依据。本文广泛借鉴国内、外关于非钠冷快堆堆型“核动力厂应急行动水平”制定的逻辑体系以及经验,深入思考我国钠冷快堆应急行动水平制定问题并给出建议,认为我国核安全导则HAD002/08-2022《压水堆核动力厂应急行动水平制定》对钠冷快堆应急行动水平制定也是适用的并且可以借鉴的,同时,还要结合钠冷快堆自身设计特点和厂址特性,做出适应自身特点的改变。
- 杨佳音师泰张熙司
- 关键词：钠冷快堆
- 钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计
- 为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故...
- 李政昕胡文军张熙司喻宏
- 关键词：钠冷快堆
