压力容器外部冷却自然循环比例分析 被引量：2

1

作者 刘宇生 李聪新 +2 位作者 温丽晶 谭思超 张盼 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期318-323,共6页

压力容器外部壁面和保温层之间环形流道内的两相自然循环是严重事故下实施压力容器外部冷却(ERVC)和熔融物堆内滞留的关键过程,为研究ERVC整体性能试验装置与核电厂原型间应满足的相似准则,以守恒方程和一维漂移流模型为基础,采用分级... 压力容器外部壁面和保温层之间环形流道内的两相自然循环是严重事故下实施压力容器外部冷却(ERVC)和熔融物堆内滞留的关键过程,为研究ERVC整体性能试验装置与核电厂原型间应满足的相似准则,以守恒方程和一维漂移流模型为基础,采用分级双向比例方法对ERVC自然循环过程进行了比例分析,通过假设和简化,获得了ERVC自然循环试验装置与原型的相似准则,并给出了自然循环的稳态解。结果表明:ERVC自然循环现象可采用等压等物性方式进行模拟,Froude数、密度数、焓升数和热源数等相似准则均能得到满足,不存在比例转换带来的失真;采用等厚等半径等热流密度二维切片式加热试验段模拟压力容器下封头,当流道最小间距位置和尺寸与原型一致时,修正Stanton数相似比为1,下封头沸腾换热和回路自然循环的相似准则可同时得到满足。 展开更多

关键词 比例分析 严重事故 自然循环 理论模型 压力容器 外部冷却

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大功率先进压水堆压力容器外部冷却能力研究 被引量：4

2

作者 金頔 李飞 +1 位作者 刘晓晶 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期277-284,共8页

目前压力容器外部冷却(ERVC)作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留(IVR)的一部分已得到了广泛应用。本文采用RELAP5系统安全分析程序定性研究一些流动参数和边界条件(如进出口面积、冷却水的入口温度、下封头处的加热功率、下封... 目前压力容器外部冷却(ERVC)作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留(IVR)的一部分已得到了广泛应用。本文采用RELAP5系统安全分析程序定性研究一些流动参数和边界条件(如进出口面积、冷却水的入口温度、下封头处的加热功率、下封头处流道的间隙尺寸及注水高度等)对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,它为结构的设计和系统的瞬态响应行为提供了一定的分析依据。 展开更多

关键词 大功率先进压水堆 压力容器外部冷却 自然循环能力

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压力容器下封头外壁临界热流密度模型

3

作者 郭锐 刘晓晶 程旭 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第12期1792-1796,共5页

在气泡壅塞模型的基础上发展出了适合于压力容器下封头外壁的临界热流密度理论模型.模型中分别使用滑速比模型和能量平衡方程来计算气泡层和主流层的含气率,并采用局部条件法来处理非均匀热流的影响,模型计算与实验结果具有良好的一致性... 在气泡壅塞模型的基础上发展出了适合于压力容器下封头外壁的临界热流密度理论模型.模型中分别使用滑速比模型和能量平衡方程来计算气泡层和主流层的含气率,并采用局部条件法来处理非均匀热流的影响,模型计算与实验结果具有良好的一致性.参数效应分析表明:随着下封头半径增大,相同角度位置处的临界热流密度值会降低,这意味着对更大功率的先进压水堆保持压力容器完整性的热负荷裕量将降低,可能导致下封头失效. 展开更多

关键词 压力容器外部冷却 临界热流密度 理论模型 倾角效应

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AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术 被引量：11

4

作者 左学兵 陈晶晶 +2 位作者 张金东 代帅 郑东宏 《压力容器》 2013年第11期62-69,75,共9页

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆... 从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆冷却剂系统 压力容器 蒸汽发生器 安装

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大功率先进压水堆IVR-ERVC旁通流道冷却强化研究

5

作者 李飞 张圣君 +1 位作者 陈薇 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期320-325,共6页

本文提出旁通流道冷却强化方案,采用RELAP5系统安全分析程序定性研究了旁通流道对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,并对一些流动参数和边界条件进行敏感性分析。结果表明:旁通流道对ERVC系统流道局部区域起... 本文提出旁通流道冷却强化方案,采用RELAP5系统安全分析程序定性研究了旁通流道对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,并对一些流动参数和边界条件进行敏感性分析。结果表明:旁通流道对ERVC系统流道局部区域起到增强对流换热的效果,并且随旁通流道直径及射流角度的增加,对流换热增强;入口位置对局部区域的换热产生影响。本工作可为ERVC的冷却能力和结构设计提供参考。 展开更多

关键词 大功率先进压水堆 压力容器外部冷却 旁通流道

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非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用 被引量：1

6

作者 崔成鑫 常华健 +1 位作者 黄挺 陈炼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1793-1800,共8页

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反... 由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却(ERVC)系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。 展开更多

关键词 可靠性评价 非能动系统 反应堆压力容器外部冷却 不确定性

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针对REPEC加热实验的RELAP5程序模拟与分析 被引量：7

7

作者 李飞 李永春 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第7期815-820,共6页

为研究压力容器外部流道的冷却能力及流动传热过程,在反应堆压力容器外部冷却(REPEC,Reactor Pressure vessel External Cooling)实验台架前期加热实验的基础上,采用RELAP5程序对实验工况进行模拟和对比。模拟结果与实验数据一致性较好... 为研究压力容器外部流道的冷却能力及流动传热过程,在反应堆压力容器外部冷却(REPEC,Reactor Pressure vessel External Cooling)实验台架前期加热实验的基础上,采用RELAP5程序对实验工况进行模拟和对比。模拟结果与实验数据一致性较好。随加热热流、进出口面积的增加,系统内自然循环流量也增加;入口欠热度对自然循环流量的影响不是很明显;近饱和沸腾条件下,系统出现明显的两相不稳定流动。 展开更多

关键词 压力容器外部冷却 RELAP5 两相流动

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大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究 被引量：5

8

作者 鲍晗 金越 +1 位作者 刘晓晶 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺... 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 大功率先进压水堆 集总参数模型 自然对流换热

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基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估 被引量：2

9

作者 谭国成 匡波 +4 位作者 张中伟 倪超 任志豪 张世顺 林继铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期307-313,共7页

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递... 针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 保温层参数 优化 非能动系统功能可靠性 不确定性传递

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REPEC非加热实验的RELAP程序模拟

10

作者 李永春 周卫华 +2 位作者 杨燕华 匡波 程旭 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期408-412,共5页

为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟... 为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟结果与实验结果的一致性较好;循环流量随体积流量的提高呈现先增强后降低的趋势;进出口面积增大可以提高自然循环流量,但出口面积变化对循环流率和流动稳定性的影响更为显著. 展开更多

关键词 压力容器外部冷却 大型先进压水堆 RELAP程序 自然循环

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平面激光诱导荧光法硼浓度分布特性研究 被引量：5

11

作者 张琦 谭思超 +2 位作者 刘宇生 许超 赵婷杰 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期876-880,共5页

针对高浓度硼酸溶液进入反应堆压力容器后的对堆芯安全性的影响,本文应用平面激光诱导荧光技术对压力容器环形下降段内流体混合过程进行了实验研究和理论分析。通过平面激光诱导荧光技术对流体混合过程及浓度场分布进行定量的可视化测量... 针对高浓度硼酸溶液进入反应堆压力容器后的对堆芯安全性的影响,本文应用平面激光诱导荧光技术对压力容器环形下降段内流体混合过程进行了实验研究和理论分析。通过平面激光诱导荧光技术对流体混合过程及浓度场分布进行定量的可视化测量,采用标定法测量了不同流速下观测区域内浓度场分布状况。实验结果表明:当安注速度较大时,同一截面上浓度分布趋于均匀;质量力会引起硼溶液在竖直方向的扩散,造成安注口下方流道截面的混合程度相比于其他位置更好。 展开更多

关键词 平面激光诱导荧光技术 浓度分布 比例法 堆芯应急冷却 反应堆压力容器 环形下降段 质量力

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ERVC数值模拟研究 被引量：4

12

作者 霍飞鹏 闫大强 +1 位作者 李京浩 王捷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期252-258,共7页

压力容器外部冷却(ERVC)是AP1000的严重事故响应策略堆内熔融物滞留(IVR)中至关重要的环节,ERVC能否实现的关键是压力容器下封头是否会出现临界热流密度(CHF)。本文通过对低压过冷沸腾工况构建三维流体力学模型,对过冷沸腾实验进行模型... 压力容器外部冷却(ERVC)是AP1000的严重事故响应策略堆内熔融物滞留(IVR)中至关重要的环节,ERVC能否实现的关键是压力容器下封头是否会出现临界热流密度(CHF)。本文通过对低压过冷沸腾工况构建三维流体力学模型,对过冷沸腾实验进行模型验证,然后对AP1000ERVC进行数值模拟研究,结合CHF模型预测压力容器外壁是否发生CHF,并与实验数据进行对比。计算结果表明,CHF不会发生,与实验相符。可见用三维数值模拟方法分析研究ERVC是可行的。 展开更多

关键词 压力容器外部冷却 临界热流密度 计算流体力学

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IVR-ERVC椭球形下封头CHF及影响因素的实验研究

13

作者 贺一海 王刚 +2 位作者 匡波 罗跃建 武小莉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2465-2473,共9页

为得到通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留(IVR-ERVC)条件下椭圆形压力容器下封头外壁临界热流密度(CHF)量值及其分布,本文采用全高度一维ERVC实验回路装置,以椭圆弧形厚壁加热铜块模拟压力容器下封头,在自然循环条件下对不同角度... 为得到通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留(IVR-ERVC)条件下椭圆形压力容器下封头外壁临界热流密度(CHF)量值及其分布,本文采用全高度一维ERVC实验回路装置,以椭圆弧形厚壁加热铜块模拟压力容器下封头,在自然循环条件下对不同角度位置处的CHF量值进行实验研究。同时开展可视化实验,通过高速摄影获取CHF发生时近壁面处两相分布及变化的图像,结合观测结果得到了朝下加热曲面上CHF触发典型机理的初步证据,即加热壁面附近液膜蒸干使热量难以有效导出,导致壁面温度快速升高。进一步地,实验研究了入口过冷度、淹没液位、阻力与自然循环流量,以及ERVC流道间距对CHF限值的影响。实验结果表明:在不同条件下,CHF均随加热壁倾角的增加而增大;入口过冷度增加能较明显提高CHF;热壁上的CHF随液位提高略增大;而在一定范围内,通过阀门调节而改变自然循环阻力特性与流量,对CHF的影响相当有限。此外,实验结果表明,流道间距变化对CHF影响较复杂,间距与两相边界层厚度的相对大小以及流道外侧壁对气相的流线型约束状况对CHF量值与分布都有影响。 展开更多

关键词 通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留 椭球形下封头 临界热流密度 影响因素

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Al_(2)O_(3)微纳米流体对向下加热面沸腾传热的影响

14

作者 周喆 谢怀恩 +2 位作者 缪惠芳 高远 张智博 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期66-73,共8页

针对核电站严重事故压力容器外部冷却策略安全裕度不足的问题,利用平均粒径为15和500 nm的两种Al_(2)O_(3)分别制备不同质量浓度的微纳米流体作为冷却剂,通过向下加热面的池沸腾实验,对整个向下加热的沸腾过程进行了详细的研究分析.实... 针对核电站严重事故压力容器外部冷却策略安全裕度不足的问题,利用平均粒径为15和500 nm的两种Al_(2)O_(3)分别制备不同质量浓度的微纳米流体作为冷却剂,通过向下加热面的池沸腾实验,对整个向下加热的沸腾过程进行了详细的研究分析.实验结果表明:纳米颗粒会影响加热表面的润湿能力,提高沸腾过程中的气泡生成率,造成更加剧烈的局部紊流;表面的沸腾传热能力随着微纳米流体质量浓度的升高而增强,在质量浓度为12 mg/L的Boehmite-Al_(2)O_(3)纳米流体工况下测得了最大临界热流密度,与反渗透水工况相比,最大临界热流密度提升了44.7%. 展开更多

关键词 微纳米流体 临界热流密度 压力容器外部冷却 增强传热

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RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

15

作者 崔成鑫 陈炼 胡啸 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期48-55,共8页

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷... 压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷却水过冷度,安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。 展开更多

关键词 自然循环 压力容器外部冷却系统 流动特性 RELAP5

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RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

16

作者 崔成鑫 陈炼 胡啸 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2016年第2期165-171,共7页

压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷... 压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷却水过冷度、安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外,本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。 展开更多

关键词 自然循环 压力容器外部冷却系统 流动特性 RELAP5

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核电厂的组成

17

《江苏电机工程》 2012年第3期78-78,共1页

核电厂南核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施（BOP）三大部分组成。 以压水堆核电厂为例．核燃料被放置在反应堆压力容器内。当发生链式反应时，一次冷却剂流经压力容器被燃料组件加热．通过... 核电厂南核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施（BOP）三大部分组成。 以压水堆核电厂为例．核燃料被放置在反应堆压力容器内。当发生链式反应时，一次冷却剂流经压力容器被燃料组件加热．通过一回路管道进入蒸汽发生器，使其二次侧的水变成蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。一次冷却剂然后经冷却剂泵打回压力容器．成为一个封闭回路，即一回路。 展开更多

关键词 压水堆核电厂 组成 反应堆压力容器 核蒸汽供应系统 汽轮发电机组 冷却剂泵 蒸汽发生器 配套设施

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