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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: 1; 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... 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; 在线阅读下载PDF 职称材料

螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究被引量：1: 2; 作者顾汉洋肖瑶 +4 位作者丛腾龙郭辉傅俊森蔡孟珂宋去非《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期1-13,共13页; 螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特... 展开更多; 关键词螺旋金属燃料热质传输行为瞬态安全分析燃料服役性能多物理耦合; 在线阅读下载PDF 职称材料

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性被引量：2: 3; 作者王武军单建强 +1 位作者王学容朱继洲《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第6期540-545,共6页; 采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式。编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运... 展开更多; 关键词钠冷快堆失热阱固有安全性瞬态安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析: 4; 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... 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; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性被引量：2: 5; 作者冯竟超王驰 +2 位作者张浩然曾勤陈红丽《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期111-117,共7页; 将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能(UDF)开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序... 展开更多; 关键词核热耦合池式快堆瞬态安全分析反应性反馈系数; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析被引量：1: 1; 作者柳春源肖骏陈笑松孙培栋邢勉; 机构国家电投集团科学技术研究院有限公司中山大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期814-824,共11页; 基金国家自然科学基金重大仪器专项(51827810) 国家电投集团科学技术研究院有限公司项目(C-HN-202202)。; 文摘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。; 关键词铅冷微堆系统分析程序瞬态热工安全分析; Keywords micro lead-cooled fast reactor system analysis program transient thermal-hydraulic safety analysis; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究被引量：1: 2; 作者顾汉洋肖瑶丛腾龙郭辉傅俊森蔡孟珂宋去非; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期1-13,共13页; 基金国家自然科学基金(12135008,12322510) 上海市启明星计划(22QA1404500)。; 文摘螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。在热工水力方面,基于自研仪器实现了交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料周期长的特点。; 关键词螺旋金属燃料热质传输行为瞬态安全分析燃料服役性能多物理耦合; Keywords helically metallic fuel heat and mass transfer transient safety analysis fuel service performance multi-physics coupling; 分类号 TL32 [核科学技术—核技术及应用] O242 [理学—计算数学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性被引量：2: 3; 作者王武军单建强王学容朱继洲; 机构西安交通大学核能与热能工程系; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第6期540-545,共6页; 基金国家自然科学基金; 文摘采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式。编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行，模型简单、速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。; 关键词钠冷快堆失热阱固有安全性瞬态安全分析; Keywords Fast breeder reactor Loss of heat sink Inherent safety; 分类号 TL433.064 [核科学技术—核技术及应用] TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析: 4; 作者李华秋穗正蔡孝玉苏光辉田文喜; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安交通大学核科学与技术学院上海核工程研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期782-787,共6页; 文摘以计算流体力学(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。; 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; Keywords pebble bed water cooled reactor steady-state thermohydraulic analysis transient safety analysis CFD; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性被引量：2: 5; 作者冯竟超王驰张浩然曾勤陈红丽; 机构中国科学技术大学核科学技术学院; 出处《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期111-117,共7页; 文摘将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能(UDF)开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。; 关键词核热耦合池式快堆瞬态安全分析反应性反馈系数; Keywords neutronics and thermal-hydraulics coupling l pool-type fast reactor l transient safety analysis- feedback fac-tors; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析	柳春源肖骏陈笑松孙培栋邢勉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究	顾汉洋肖瑶丛腾龙郭辉傅俊森蔡孟珂宋去非	《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心	2024	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性	王武军单建强王学容朱继洲	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	1999	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析	李华秋穗正蔡孝玉苏光辉田文喜	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性	冯竟超王驰张浩然曾勤陈红丽	《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	2	在线阅读下载PDF 职称材料