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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究
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作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页
为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板 能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性
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非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究 被引量:1
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作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页
拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多
关键词 能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量:15
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作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 能动 能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量:7
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作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多
关键词 能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析
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应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究 被引量:3
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作者 王国栋 扈本学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1416-1421,共6页
在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽... 在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。 展开更多
关键词 能动安全壳冷却系统 GOTHIC 蒸汽冷凝 水膜蒸发
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非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计 被引量:1
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作者 刘家磊 蔡琦 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1202-1207,共6页
非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。 展开更多
关键词 安全 能动安全壳冷却系统 膜状冷凝 强化换热
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非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题 被引量:3
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作者 刘宇 崔贺锋 +1 位作者 庞宗柱 孙造占 《核安全》 2018年第2期18-25,共8页
美国核管会(U.S.Nuclear Regulatory Commission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管(Regulatory Treatment of Non-Safety System,简称RTNSS)的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要... 美国核管会(U.S.Nuclear Regulatory Commission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管(Regulatory Treatment of Non-Safety System,简称RTNSS)的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。 展开更多
关键词 核电厂 能动安全 监管 安全相关系统监管
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新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析
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作者 祁祥杰 于方小稚 +3 位作者 孟兆明 孙中宁 张楠 丁铭 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第12期155-161,共7页
中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这... 中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。 展开更多
关键词 能动 事故缓解方案 安全 大破口失水事故 抑压系统 安全注射系统
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发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站 被引量:2
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作者 肖宏才 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期138-146,167,共10页
本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却... 本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑。实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。 展开更多
关键词 核电安全 压水堆 安全冷却系统 自然力 完全能动
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非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS的功能与应用 被引量:1
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作者 廖义香 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第1期86-90,共5页
SAC PREARS是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序。通过实验验证的用于AC 60 0非能动RHRS安全分析的MISAP程序 ,对SAC PREARS程序进行了稳态计算验证。并应用SAC PREARS程序对 2 0 0MW核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热... SAC PREARS是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序。通过实验验证的用于AC 60 0非能动RHRS安全分析的MISAP程序 ,对SAC PREARS程序进行了稳态计算验证。并应用SAC PREARS程序对 2 0 0MW核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析 。 展开更多
关键词 能动余热排出系统 安全分析程序 SAC-PREARS 功能 应用 核共热堆 自然循环
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直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究
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作者 黄志刚 张妍 +4 位作者 鲁晓东 彭传新 昝元锋 卓文彬 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2021-2027,共7页
小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针... 小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 展开更多
关键词 ACP100能动安全系统 直接注入管线 失水事故
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全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究
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作者 李伟 初炜钰 +3 位作者 丛继东 张楠 孟兆明 孙中宁 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1096-1103,共8页
为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系... 为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。 展开更多
关键词 全厂断电事故 安全 能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 氦气分布 壳内流场
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冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究
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作者 李伟 孙中宁 +5 位作者 高力 堵树宏 宿吉强 孟兆明 张楠 丁铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2385-2390,共6页
非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS... 非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。 展开更多
关键词 能动安全壳热量导出系统 大型安全壳综合试验装置 冷凝水收集装置 收集率
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AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管
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作者 刘宇 杨鹏 +3 位作者 冯进军 孙微 石生春 柴国旱 《核安全》 2018年第6期37-43,共7页
非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目... 非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。 展开更多
关键词 安全监管 首堆 AP1000 调试 能动堆芯冷却系统
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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量:10
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作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页
本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多
关键词 自然循环 能动安全壳热量导出系统 热工水力特性
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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析
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作者 王晨阳 夏庚磊 +2 位作者 彭敏俊 徐青蓝 陈果 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期383-389,共7页
许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原因,而传统的故障树等方法无法分析这类失效概率。本文通过热工水力结果训练代理模型,并基于自适应抽样策略有效减少热工水力程序调用次数,通过高度非线性测试函数验证了算法的计算效率,并应用于某一体化压水堆的非能动余热排出系统。计算结果表明:采用自适应克里金模型相比于传统蒙特卡罗与传统克里金模型方法具有更高的计算效率。 展开更多
关键词 能动安全系统 可靠性 代理模型 概率安全分析 一体化压水堆 RELAP5 自适应抽样
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小型堆非能动安全系统初步设计 被引量:2
17
作者 王珏 陈力生 +1 位作者 蔡琦 张晓辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期581-588,共8页
非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统... 非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。 展开更多
关键词 小型堆 能动安全系统 大破口失水事故 全厂断电
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失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性 被引量:2
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作者 初炜钰 丛继东 +2 位作者 李文涛 张楠 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1104-1111,共8页
为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。 展开更多
关键词 失水事故 安全 能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 不凝结气体 壳内流场
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非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究 被引量:5
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作者 郭建娣 韩伟实 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2009-2013,共5页
本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析... 本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明:适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。 展开更多
关键词 能动安全壳冷却系统 辐射换热 自然对流 FLUENT
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船用非能动安全壳冷却系统换热器的流量分配特性分析 被引量:1
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作者 武光江 刘辰 +1 位作者 王畅 郝锐 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2019年第S01期28-34,40,共8页
[目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器... [目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器进行建模,研究不同方案下的流量分布情况。[结果]模拟结果显示:增大传热管束中心管间距可提高流量分配的均匀性;分配联箱与汇流联箱的截面积比取为0.7时,流量分配较均匀。[结论]所做研究可为我国新一代核动力破冰船反应堆的方案设计提供技术参考。 展开更多
关键词 核动力破冰船 能动安全壳冷却系统 换热器 流量分配 数值模拟
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