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PTS瞬态流动与换热数值模拟研究 被引量：3
1
作者 吴海玲 李悦 +2 位作者 陈听宽 卢冬华 罗毓珊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第2期119-124,129,共7页
为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折... 为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。 展开更多
关键词 PTS 瞬态流动 换热 数值模拟 承压热冲击 “直接安注” 压力容器下降环腔 热工水力分析 压水堆
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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 被引量：4
2
作者 乔雪冬 王昆鹏 +4 位作者 靖剑平 孙微 安捷铷 贾斌 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期306-313,共8页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 直接注入管线 小破口失水事故
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基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究 被引量：6
3
作者 靖剑平 乔雪冬 +3 位作者 贾斌 庄少欣 孙微 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页
基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴 蒸汽发生器传热管破裂 直接注射管线双端断裂
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密度随温度变化对反应堆压力容器热冲击的影响 被引量：3
4
作者 陈宇帆 王世杰 贺寅彪 《压力容器》 2016年第7期18-24,47,共8页
反应堆压力容器(简称压力容器)在进行安注过程中存在热冲击现象,该现象对压力容器的完整性构成了很大威胁。为了能保证压水堆核电站的安全运行、延长其使用寿命,就必须对压力容器的热冲击现象进行研究。针对CAP1400压力容器安注过程进... 反应堆压力容器(简称压力容器)在进行安注过程中存在热冲击现象,该现象对压力容器的完整性构成了很大威胁。为了能保证压水堆核电站的安全运行、延长其使用寿命,就必须对压力容器的热冲击现象进行研究。针对CAP1400压力容器安注过程进行研究,通过构建冷却剂由安注水箱充入压力容器环腔的模型,利用Fluent流体计算软件对冷却剂密度恒定与否对计算结果的影响进行研究,得到特征区域的理查德森数(Ri)与安注管流量的关系和该区域的温度场分布情况,结果表明:当安注流量低于0.045 m^3/s时密度变化对计算结果的影响是不能忽略的,这时由安注管流入的低温流体能够迅速地与环腔内的高温流体相混合,使得自身温度升高,下降环腔内的低温区域明显小于密度恒定时的工况;在高于该流量的工况下,由于强制对流做主导,忽略密度变化对计算结果影响不大。该研究为压力容器热冲击的数值模拟提供数据指导。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 热冲击 密度差 安注管
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直接安注接管与筒体连接区表面裂纹J积分数值计算 被引量：3
5
作者 赵延义 王泽武 +1 位作者 范海贵 刘培启 《压力容器》 北大核心 2021年第12期53-61,共9页
核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开... 核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开发了热力耦合作用下表面裂纹弹塑性断裂J积分的数值计算模型,并进行了验证分析和裂纹强度评定;探究了温差、裂纹深长比和双裂纹交互作用对J积分的影响规律。该研究成果不仅可用于评定核岛内DVI接管表面裂纹的安全性以及抗快速断裂能力,也可用于其他承压结构在热力耦合作用下表面裂纹弹塑性J积分计算分析。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV) 直接安注(DVI)接管 J积分 双裂纹 快速断裂
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AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究 被引量：2
6
作者 肖三平 钱辉 +1 位作者 吴昊 陈树山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页
本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有... 本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。 展开更多
关键词 安全壳内置换料水箱 压力容器直接注入管线断裂 低压安注
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直喷汽油机多孔喷油器喷雾闪急沸腾特性 被引量：3
7
作者 吴坚 陈泓 +3 位作者 杜家坤 李钰怀 占文锋 林思聪 《内燃机学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期529-535,共7页
利用高速成像方法及激光光学诊断技术系统研究了不同边界条件下多孔直喷喷油器喷雾闪急沸腾特性,分析了环境压力、燃油温度、燃料成分及油束靶点布置等对汽油闪急沸腾的影响程度及范围,进一步明晰了喷雾发生闪急沸腾后空间形态的演变规... 利用高速成像方法及激光光学诊断技术系统研究了不同边界条件下多孔直喷喷油器喷雾闪急沸腾特性,分析了环境压力、燃油温度、燃料成分及油束靶点布置等对汽油闪急沸腾的影响程度及范围,进一步明晰了喷雾发生闪急沸腾后空间形态的演变规律.结果表明:降低环境压力和提高燃油温度可促进喷雾闪急沸腾的发生,对于试验用汽油燃料,环境压力每降低0.04 MPa与燃油温度升高10℃对喷雾的闪急沸腾影响效果相当.冷态射流喷雾与剧烈闪急沸腾喷雾在空间形态上存在显著差异,剧烈闪急沸腾喷雾在初始阶段时油束便出现整体塌缩,空间形态由空心锥状逐渐演变为实心锥状结构.少量乙醇组分的掺入对冷态射流模式喷雾形态的影响不大,但在过热条件下会使混合燃料喷雾的整体形态向闪急沸腾程度更大的方向发展.通过提高喷油压力,可降低喷雾闪急沸腾贯穿距离对燃油温度的敏感度. 展开更多
关键词 直喷汽油机 定容燃烧弹 多孔喷油器 喷雾闪急沸腾 空间形态 激光诱导荧光
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反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析 被引量：1
8
作者 张明乾 林润 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1138-1144,共7页
采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性... 采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性至关重要。本研究以典型百万千瓦级三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例,建立了再淹没阶段的反应堆环腔数值模型,采用CFD方法研究了反应堆内汽液两相流动规律,获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性。研究结果表明,计算得到的两相流动特性与类似实验观察到的关键物理现象一致。本研究建立的数值模型和分析方法能够应用在直接安注技术方案论证设计中。 展开更多
关键词 直接安注 旁流 两相流 计算流体动力学
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DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究
9
作者 陶俊 谢小飞 +1 位作者 梁潇 陈军 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期63-70,共8页
本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究... 本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。 展开更多
关键词 安注系统 简化 压力容器直接注入 冷却剂丧失事故
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一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析
10
作者 李飞 沈峰 +1 位作者 白宁 孟召灿 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2224-2229,共6页
采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安... 采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。 展开更多
关键词 一体化小堆 直接安注管线双端断裂事故 小破口失水事故 RELAP5
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