高新力
- 作品数：21 被引量：37H指数：4
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- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金中国科学院战略性先导科技专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程理学自动化与计算机技术更多>>
- 基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析被引量：2
- 2019年
- 非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。
- 贾斌李爱娟史强高新力庄少欣
- 关键词：FLUENT自然循环
- 基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析
- MELCOR2.1程序,建立了CAP1400主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段5.08cm小破口触发严重事故为研究对象,对严重事故进程进行研究,对缓解措施的功能进行了分析和评价.研究结果表明:CAP...
- 石兴伟靖剑平毕金生兰兵王昆鹏高新力张春明
- 关键词：核电厂安全系统安全壳事故处理
- 气冷CANDU燃料组件结构瞬态辐射换热计算
- 高新力靖剑平石兴伟王昆鹏孙微庄少欣李远山
- 关键词：辐射换热
- 对CANDU燃料组件结构的一维瞬态辐射程序开发与验证
- 2016年
- 在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失压/失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中采用将燃料元件棒转化为同心圆环的方式简化辐射角的计算,并加入了隔层辐射模型,使模型更加贴近实际。采用分别将程序中的几个模块的计算结果与CFX计算结果对比的方式来达到程序验证的目的,验证结果显示程序RHTPB具有良好的表现,能够满足于反应堆安全计算的需要。
- 高新力王昆鹏赵传奇苏光辉
- 关键词：辐射换热
- 环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性实验研究
- 2017年
- 对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中质量流速G≤2 000kg·m-2·s-1,系统压力p≤0.1 MPa,热流密度q≤550kW·m-2。两相流动摩擦压降通过在相同质量流量的单相流动摩擦阻力系数的基础上引入两相摩擦倍增因子来考虑两相的影响。实验结果表明:环形通道内液态金属钠两相摩擦倍增因子随Martinelli参数的增大有减小趋势。综合本文实验数据、Lurie等的实验数据以及Kaiser等的棒束实验数据,拟合得到了计算液态金属钠沸腾两相流动摩擦倍增因子的关系式。计算了本文拟合得到的关系式与各组实验数据间的相对标准偏差(RSD),表明本文关系式适用于计算环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性。
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- 环形通道内液态金属钠流动换热特性实验研究被引量：6
- 2015年
- 对液态金属钠在环形通道内的单相流动换热特性进行了实验研究。结合实验数据,将液态金属钠单相流动分为层流区(Re≤2 000)、过渡区(2 0004 000),分别拟合得到不同流态下摩擦系数的计算关系式,并拟合得到液态金属钠环形通道内换热特性的相应关系式。结果表明:液态金属钠单相流动特性与常规流体(如水)类似,其层流区摩擦系数略大于水,湍流区与水的很接近。液态金属钠对流换热过程中,导热项占较大份额,同时Nu随Pe的增大而略有增大。
- 仇子铖秋穗正巫英伟苏光辉田文喜高新力
- 关键词：换热特性
- 地震载荷对反应堆压力容器疲劳分析的影响被引量：2
- 2016年
- 本文以某核电厂为例,分别依据ASME规范和RCC-M规范,采用有限元软件ANSYS对反应堆压力容器的疲劳行为进行分析计算.在两类规范中,疲劳分析的一个重要差异体现在地震载荷与其他瞬态载荷的组合方式上,因此,本文着重关注地震载荷在压力容器疲劳分析中的影响.疲劳评定主要包括以下步骤:压力容器模型的建立、瞬态计算和疲劳分析.RCC-M规范对地震载荷的处理方式相对保守.但由于地震载荷对压力容器疲劳分析的影响有限,所以两种规范的疲劳评定结果十分相似.最终的疲劳评定结果显示,压力容器的一次加二次应力辐值和累计疲劳使用系数都满足ASME和RCC-M规范中的要求.
- 温爽李铁萍高新力魏超
- 关键词：地震载荷反应堆压力容器ASME规范
- 最佳估算加不确定性分析方法在我国核安全审评中的应用被引量：2
- 2016年
- 目前核电厂安全分析用计算机程序多是基于保守方法开发的,给核电厂的设计和分析带来了过量裕度,增加了核电厂优化和改进的难度,使用最佳估算加不确定性分析方法可以减少或消除这些不必要的限制。在AP1000和CAP1400的审评过程中,国家核安全局采用最佳估算加不确定性方法对大破口失水事故进行了审查。本文介绍了四种最佳估算加不确定性分析方法,对不确定性的来源和不确定性统计方法进行了论述。基于ASTRUM方法,利用RELAP5程序对AP1000核电厂大破口失水事故进行了独立审核计算,经59组抽样计算后,最大的燃料包壳温度值为1070℃,满足验收准则要求。
- 靖剑平贾斌高新力毕金生孙微张春明
- 关键词：AP1000LOCA
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
- 文献传递
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3＆4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
