钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发 被引量：10

1

作者 秋穗正 张大林 +5 位作者 宋苹 王式保 梁禹 王心安 周磊 刘雅鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1941-1950,共10页

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的... 钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。 展开更多

关键词 钠冷快堆 瞬态热工水力 安全分析 程序开发 THACS

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钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用 被引量：4

2

作者 叶尚尚 杨红义 +4 位作者 刘一哲 王晓坤 杨晓燕 杨军 王利霞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1013-1020,共8页

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编... 针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。 展开更多

关键词 钠冷快堆 二回路系统 热工水力 瞬态分析程序 SELTAC

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海洋条件反应堆热工水力系统分析程序开发及验证 被引量：7

3

作者 程坤 谭思超 +2 位作者 陈莹莹 孟涛 文静 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1223-1230,共8页

为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型。通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用... 为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型。通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用于船舶核动力装置的反应堆热工水力系统分析程序,并利用实验验证和程序间对比验证的方式对海洋条件建模和程序修改的正确性进行了评估。结果表明:程序能够实现对摇摆运动下流动波动实验的模拟,不同运动条件下的程序计算结果与RETRAN-02/GRAV等程序符合良好,证明了运动条件下程序计算结果的可靠性。 展开更多

关键词 惯性加速度模型 系统分析程序 程序验证 海洋条件 热工水力 安全分析 浮动核电站

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用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析 被引量：3

4

作者 唐宗渝 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期214-220,共7页

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型，按照最大热功率工况，即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的... 开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型，按照最大热功率工况，即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力，并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便，又精确，还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。 展开更多

关键词 RETRAN程序 乏燃料贮存水池 热工水力安全分析 核电厂安全 点池模型

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200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制 被引量：3

5

作者 廖义香 秋穗正 +2 位作者 张维忠 郭玉君 贾斗南 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第3期328-330,共3页

建立了 2 0 0MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型 ,该模型采用了一维均相模型 ,并做了漂移修正 .研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序 ,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算 ,分析时热源的模拟... 建立了 2 0 0MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型 ,该模型采用了一维均相模型 ,并做了漂移修正 .研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序 ,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算 ,分析时热源的模拟采用了温度边界 .计算结果表明 ,2 0 0MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求 ,从投入到稳定运行的过渡过程中 ,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符 . 展开更多

关键词 200MW低温供热堆 余热排出系统 热工水力模型 冷却系统 安全分析程序 换热功率

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铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析 被引量：1

6

作者 柳春源 肖骏 +2 位作者 陈笑松 孙培栋 邢勉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期814-824,共11页

核能系统小型化是核能未来发展的重要方向,其中小型铅冷快堆是技术路线之一。在小型铅冷快堆研发过程中,瞬态工况下热工水力安全特性是重要的研究内容之一,这不仅是对反应堆安全特性的重要验证,也对反应堆系统的后续设计完善具有重要参... 核能系统小型化是核能未来发展的重要方向,其中小型铅冷快堆是技术路线之一。在小型铅冷快堆研发过程中,瞬态工况下热工水力安全特性是重要的研究内容之一,这不仅是对反应堆安全特性的重要验证,也对反应堆系统的后续设计完善具有重要参考价值。兆瓦级铅冷快堆SMILE是国家电投集团科学技术研究院有限公司提出的高安全、紧凑型铅冷快堆方案。为研究SMILE的安全特性,使用系统分析程序ATHLET对其进行典型无保护瞬态热工水力性能分析。结果表明,SMILE在应对典型无保护瞬态事故时具备良好的固有安全特性。 展开更多

关键词 铅冷微堆 系统分析程序 瞬态热工安全分析

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微型中子源反应堆热工水力安全分析

7

作者 尹皓 岳芷廷 +3 位作者 刘兴民 张焱 邹佳讯 郭春秋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期482-486,共5页

微型中子源反应堆(简称微堆)是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同... 微型中子源反应堆(简称微堆)是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。 展开更多

关键词 微堆 热工水力 安全分析

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钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望 被引量：5

8

作者 杨红义 薛秀丽 +7 位作者 周志伟 林超 李虹锐 高鑫钊 余新太 马晓 肖宇白 罗锐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1797-1816,共20页

钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程... 钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。 展开更多

关键词 钠冷快堆 热工水力 自然循环 盒间流 固有安全 非能动安全 固有热工流体安全性 湍流模型

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秦山核电厂安全壳热工水力计算分析 被引量：1

9

作者 谢晖 周杰 何英超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期314-319,共6页

应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进行了计算分析,并根据计算结果对秦山核电厂安全壳作了评价。

关键词 热工水力计算 安全壳 核电站 事故

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应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价 被引量：5

10

作者 李美琳 林萌 +2 位作者 杨燕华 张昊 龚湛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期25-31,共7页

本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算... 本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。 展开更多

关键词 反应堆 热工水力安全分析程序 核态沸腾

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AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发 被引量：8

11

作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第10期1185-1190,共6页

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最... 针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDN-BR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。 展开更多

关键词 AP1000 热工水力 瞬态分析 安全分析软件 RETAC

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多节点安全壳热工水力分析软件验证计算

12

作者 孙燕宇 郑云涛 +1 位作者 王鼎盛 陈巧艳 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1144-1149,共6页

为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究... 为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究结果表明:ATHROC软件能够很好地模拟安全壳综合试验台架上开展的试验,计算结果合理可信,具备应用于工程设计的条件。 展开更多

关键词 安全壳 软件 验证计算 热工水力 多节点 建模 ATHROC 试验台架

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基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析

13

作者 孙婧 王辉 +2 位作者 李精精 孙燕宇 郑云涛 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1156-1161,1174,共7页

在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能... 在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。 展开更多

关键词 非能动安全壳热量导出系统 “华龙一号” 安全壳热工水力行为 安全壳综合性能实验装置 GOTHIC 主蒸汽管道破裂 温度分布 冷凝

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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 被引量：1

14

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 安全壳 非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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医院中子照射器Ⅰ型堆堆芯热工水力分析

15

作者 陈立新 江新标 +2 位作者 赵柱民 朱磊 周永茂 《中国工程科学》 北大核心 2012年第8期51-55,共5页

针对医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)的堆芯特点和运行工况,建立了适用于IHNI-1反应堆堆芯的热工分析模型,并对模型进行了验证。利用所建模型,计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数。最后分析了IHNI-1反应堆堆芯入口流量对堆芯出口温度的影响,... 针对医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)的堆芯特点和运行工况,建立了适用于IHNI-1反应堆堆芯的热工分析模型,并对模型进行了验证。利用所建模型,计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数。最后分析了IHNI-1反应堆堆芯入口流量对堆芯出口温度的影响,同时给出了堆芯发生过冷沸腾时的功率计算结果。 展开更多

关键词 IHNI-1反应堆 热工水力 子通道 安全分析

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球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

16

作者 李华 秋穗正 +2 位作者 蔡孝玉 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期782-787,共6页

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水... 以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。 展开更多

关键词 球床式水冷堆 稳态热工水力分析 瞬态安全分析 计算流体力学

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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：11

17

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 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性

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压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势 被引量：12

18

作者 刘志弢 秦本科 +1 位作者 解衡 王炳华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第11期966-972,共7页

比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围,着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用,阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。

关键词 热工水力 核电站 最佳估算 计算程序 核安全

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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

19

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 安全壳 非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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子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证 被引量：14

20

作者 白宁 朱元兵 +4 位作者 任志豪 陈俊 周有新 厉井钢 贺海波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期299-301,共3页

中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态... 中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。 展开更多

关键词 子通道分析程序 自主开发 热工水力 反应堆安全分析

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