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破口失水事故下热管段CCFL特性实验和数值模拟研究: 1; 作者刘洋孙皖 +3 位作者陈华发万洁梁任潘良明《原子能科学技术》北大核心 2025年第11期2479-2489,共11页; 失水事故是一种严重的核电厂事故,它可能发生在下降段、稳压器波动管、上腔室、热管段等位置,容易产生两相逆流限制(CCFL)现象,CCFL现象严重影响热力设备的安全。本文使用FLUENT模拟软件对小破口失水事故下反应堆内发生CCFL现象的热管... 展开更多; 关键词反应堆安全两相逆流限制数值模拟小破口失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究被引量：1: 2; 作者张熙司李新宇 +3 位作者霍兴凯徐李刘一哲薛方元《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1866-1875,共10页; 钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国... 展开更多; 关键词钠冷快堆钠空泡反应性微扰理论 MOX燃料无保护失流事故冷却剂沸腾; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价被引量：9: 3; 作者陈玉宙杨春生 +3 位作者张曙明赵民富杜开文毕可明《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期485-490,共6页; 以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率... 展开更多; 关键词临界流壅塞流动热力非平衡反应堆安全破口事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析被引量：5: 4; 作者刘建阁彭敏俊蒋立国《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页; 为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用... 展开更多; 关键词一体化轻水堆破口事故失流事故安全分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者靖剑平张春明 +2 位作者孙微安婕铷贾斌《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页; AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对... 展开更多; 关键词 RELAP5/MOD 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LofTRAN程序; 在线阅读下载PDF 职称材料

核主泵密封间隙对轴向力影响的敏感度分析被引量：3: 6; 作者韩宝华黎义斌 +1 位作者王秀勇杨由超《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2019年第8期662-667,共6页; 为了揭示密封间隙几何参数对核主泵轴向力的影响规律,基于DDES湍流模型,对不同几何参数组合的核主泵密封间隙进行了数值分析,研究了后密封间隙和长度对核主泵轴向力的影响,获得了额定工况下若干几何参数对核主泵轴向力的定量关系.结果表... 展开更多; 关键词核主泵密封间隙间隙流动轴向力数值分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析被引量：2: 7; 作者王可蔡杰进 +3 位作者任志豪朱元兵王婷厉井钢《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期581-587,共7页; CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用G... 展开更多; 关键词全失流事故系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计; 在线阅读下载PDF 职称材料

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析被引量：1: 8; 作者胡泊郭斯茂 +3 位作者王冠博钱达志郭玉川余恒《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第9期102-107,共6页; 基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故... 展开更多; 关键词高温高压辐照考验回路失水事故失流事故中国绵阳研究堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名破口失水事故下热管段CCFL特性实验和数值模拟研究: 1; 作者刘洋孙皖陈华发万洁梁任潘良明; 机构重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆大学核工程与核技术系中广核研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》北大核心 2025年第11期2479-2489,共11页; 基金重庆市研究生科研创新项目(CYB23036)。; 文摘失水事故是一种严重的核电厂事故,它可能发生在下降段、稳压器波动管、上腔室、热管段等位置,容易产生两相逆流限制(CCFL)现象,CCFL现象严重影响热力设备的安全。本文使用FLUENT模拟软件对小破口失水事故下反应堆内发生CCFL现象的热管段进行计算流体动力学(CFD)模拟,并提出一种基于流体体积(VOF)法的新模拟方案,用于研究ACPR50s反应堆热管段的流动特性。通过模拟结果与实验数据对比可知,热管段左侧腔室底部出水口流量的变化趋势相似,但在低液相流量下模拟与实验的耦合度较差。研究发现,该模拟方案在大液相工况下更为准确,对于小液相流量下的CCFL特性研究需要进一步改进模拟方案。; 关键词反应堆安全两相逆流限制数值模拟小破口失水事故; Keywords nuclear reactor safety counter current flow limitation numerical simulation small break loss of coolant accident; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究被引量：1: 2; 作者张熙司李新宇霍兴凯徐李刘一哲薛方元; 机构中国原子能科学研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1866-1875,共10页; 基金中国原子能科学研究院“青年英才”培养基金(YC232505001406)。; 文摘钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。; 关键词钠冷快堆钠空泡反应性微扰理论 MOX燃料无保护失流事故冷却剂沸腾; Keywords sodium-cooled fast reactor sodium void reactivity perturbation theory MOX fuel unprotected loss of flow accident coolant boiling; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价被引量：9: 3; 作者陈玉宙杨春生张曙明赵民富杜开文毕可明; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期485-490,共6页; 基金国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800) IAEA协调研究计划资助项目(14469/R0); 文摘以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。; 关键词临界流壅塞流动热力非平衡反应堆安全破口事故; Keywords critical flow choking flow thermal non-equilibrium~ reactor safety loss of coolant accident; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析被引量：5: 4; 作者刘建阁彭敏俊蒋立国; 机构哈尔滨工程大学核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页; 文摘为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。; 关键词一体化轻水堆破口事故失流事故安全分析; Keywords integrated light water reactor loss of coolant accident loss of flow accident safety analysis; 分类号 TL421 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项(2011ZX06002-010)和(2013ZX06002001); 文摘 AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。; 关键词 RELAP5/MOD 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LofTRAN程序; Keywords RELAP5/MOD 3.3code AP1000 complete loss of forced reactor coolant flow LofTRAN code; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核主泵密封间隙对轴向力影响的敏感度分析被引量：3: 6; 作者韩宝华黎义斌王秀勇杨由超; 机构沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司兰州理工大学能源与动力工程学院; 出处《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2019年第8期662-667,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(51866009); 文摘为了揭示密封间隙几何参数对核主泵轴向力的影响规律,基于DDES湍流模型,对不同几何参数组合的核主泵密封间隙进行了数值分析,研究了后密封间隙和长度对核主泵轴向力的影响,获得了额定工况下若干几何参数对核主泵轴向力的定量关系.结果表明:叶轮后盖板外侧轴向力分量F4对后密封间隙和后密封间隙长度敏感度较为显著,而后盖板外侧轴向力分量F4跟流入后泵腔流体的上限压力值密切相关.随着后密封间隙值的增大,流体流经间隙的水力损失逐步减小,流出间隙液流在后泵腔中的压力上限值逐步增大,因此其作用于后盖板压力增大,使总的轴向力在不断增大,即密封间隙对轴向力的敏感度降低,密封间隙在0.3~0.6mm时,密封间隙对轴向力影响较为显著.而随着密封间隙长度增加,流体经间隙的水力损失增加,流出间隙流体在后泵腔中的压力上限值减小,因此其作用于后盖板的压力减小,总轴向力减小,即密封间隙对轴向力影响的敏感度增强.; 关键词核主泵密封间隙间隙流动轴向力数值分析; Keywords reactor coolant pump seal clearance clearance flow axial force numerical analysis; 分类号 TL353 [核科学技术—核技术及应用] S277.9 [农业科学—农业水土工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析被引量：2: 7; 作者王可蔡杰进任志豪朱元兵王婷厉井钢; 机构中山大学华南理工大学中广核研究院有限公司; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期581-587,共7页; 基金广东省科技项目(No.2014A010106012); 文摘 CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR).结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的.; 关键词全失流事故系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计; Keywords complete loss of coolant flow accident System code GINKGO Sub-channel code LINDEN MDNBR Sampling statistical method; 分类号 TL329 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析被引量：1: 8; 作者胡泊郭斯茂王冠博钱达志郭玉川余恒; 机构中国工程物理研究院核物理与化学研究所; 出处《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第9期102-107,共6页; 基金国家自然科学基金青年科学项目基金项目(11605173); 文摘基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。; 关键词高温高压辐照考验回路失水事故失流事故中国绵阳研究堆; Keywords fuel test loop loss-of-coolant accident loss-of-flow accident China’s Mianyang Research reactor; 分类号 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	破口失水事故下热管段CCFL特性实验和数值模拟研究	刘洋孙皖陈华发万洁梁任潘良明	《原子能科学技术》北大核心	2025	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究	张熙司李新宇霍兴凯徐李刘一哲薛方元	《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
3	基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价	陈玉宙杨春生张曙明赵民富杜开文毕可明	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2009	9	在线阅读下载PDF 职称材料
4	多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析	刘建阁彭敏俊蒋立国	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2009	5	在线阅读下载PDF 职称材料
5	AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析	靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2014	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	核主泵密封间隙对轴向力影响的敏感度分析	韩宝华黎义斌王秀勇杨由超	《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心	2019	3	在线阅读下载PDF 职称材料
7	基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析	王可蔡杰进任志豪朱元兵王婷厉井钢	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2019	2	在线阅读下载PDF 职称材料
8	CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析	胡泊郭斯茂王冠博钱达志郭玉川余恒	《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	1	在线阅读下载PDF 职称材料