国和一号关键核安全技术研发 被引量：1

1

作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多

关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容

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臭氧微纳米气泡-高级氧化耦合工艺深度处理工业废水 被引量：2

2

作者 唐志强 张全党 +3 位作者 郑瑛玮 毕春慧 张弛 王大伟 《水处理技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期130-135,共6页

工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。... 工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。从污染物去除率、不同条件下反应器内气泡粒径差异、液体中臭氧浓度、溶解氧浓度及尾气中臭氧浓度等多角度明确了反应器的最优参数为0.3 Mpa的出水压力及0.5 L/min的进气流量,明确了反应器的最佳使用温度范围为15℃至25℃。并从活性自由基的角度阐明了压力强化臭氧微纳米气泡耦合高级氧化工艺去除水中难降解污染物过程中的机制。本研究的研究成果有望为实现控制工业废水处理成本、提高COD去除率和矿化难降解污染物,为臭氧微纳米气泡技术的高效运行及安装优化提供理论依据和技术支持。 展开更多

关键词 压力强化 臭氧微纳米气泡 高级氧化 反应器最优参数 水质参数影响 活性自由基

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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析 被引量：1

3

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 非能动安全系统 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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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

4

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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土体液化大变形研究进展与讨论 被引量：10

5

作者 王志华 周恩全 徐超 《南京工业大学学报（自然科学版）》 CAS 北大核心 2012年第5期143-148,共6页

从土体地震液化机制出发,将土体液化大变形的物理机制总结为循环剪切下剪胀与剪缩交替作用产生的累积变形和孔压上升、强度衰减后的流动变形2种类型,对液化大变形的2种物理机制解释分别进行了论述;概括了当前土体液化大变形预测和分析方... 从土体地震液化机制出发,将土体液化大变形的物理机制总结为循环剪切下剪胀与剪缩交替作用产生的累积变形和孔压上升、强度衰减后的流动变形2种类型,对液化大变形的2种物理机制解释分别进行了论述;概括了当前土体液化大变形预测和分析方法,对研究进展进行了评述;最后,指出了土体地震液化大变形研究中存在的分歧和争议,针对液化大变形机制提出了孔压梯度驱动土体液化流动大变形的假设,并对几种典型的液化大变形现象进行了解释和讨论。 展开更多

关键词 土体 液化大变形 流体 孔压梯度 研究进展

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大泄漏钠水反应引起压力波传播的研究 被引量：3

6

作者 王洲 杨翔 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期21-30,共10页

快堆蒸发器内管道发生破损、断裂，水／水蒸汽泄漏涌入液钠空间，会产生剧烈的钠水反应事故，瞬时激发很强的压力波，危及管路和部件。为此要求建立一组完整的钠水反应引起压力波传播的数学模型，进行数值计算，定性分析其基本特征。水... 快堆蒸发器内管道发生破损、断裂，水／水蒸汽泄漏涌入液钠空间，会产生剧烈的钠水反应事故，瞬时激发很强的压力波，危及管路和部件。为此要求建立一组完整的钠水反应引起压力波传播的数学模型，进行数值计算，定性分析其基本特征。水力实验证明压力波传播数学模型是正确的。 展开更多

关键词 快堆 大泄漏 钠水反应 压力波

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非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

7

作者 王喆 杨未东 +2 位作者 刘时贤 胡江 韩向臻 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第2期167-174,共8页

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进... 采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。 展开更多

关键词 地坑滤网 小LOCA 大型先进非能动压水堆

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先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构 被引量：3

8

作者 丁书华 杨燕华 +1 位作者 朱学农 林萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期215-218,共4页

为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑... 为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。 展开更多

关键词 先进压水堆 数字化保护系统 需求分析

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压水堆核电站大破口失水事故分析 被引量：6

9

作者 马胜超 银华强 +4 位作者 何学东 李俊 孟颖超 杨星团 姜胜耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1036-1043,共8页

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发... 压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204℃的限值。 展开更多

关键词 压水堆 大破口失水事故 安全分析 RELAP5

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安全壳卸压排放过程模化分析 被引量：1

10

作者 高志超 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期776-781,共6页

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排... 针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。 展开更多

关键词 大型非能动先进压水堆 安全壳卸压 模化分析方法 现象过程识别与排序表

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一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析 被引量：1

11

作者 代守宝 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期34-39,共6页

根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热... 根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明:余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。 展开更多

关键词 一体化压水堆 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD3.4程序

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DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

12

作者 吕厚鑫 黄维德 方春法 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第A01期96-99,共4页

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营... 简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。 展开更多

关键词 核电 运营管理 美国先进非能动压水堆(AP1000) 适应性

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微压供热堆HAPPY200总体技术方案 被引量：7

13

作者 白宁 陈耀东 +5 位作者 沈峰 孙灿辉 孟召灿 邢勉 李小生 李连荣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1044-1050,共7页

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供... 以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。 展开更多

关键词 微压供热堆 大容积水池 非能动安全系统

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先进安注箱试验研究 被引量：5

14

作者 王阔 卢冬华 +4 位作者 苏前华 彭帆 邢军 童刚 谢翀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期636-640,共5页

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水... 先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。 展开更多

关键词 先进安注箱 压水堆 试验研究 安注流量 水力学部件

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典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究

15

作者 于沛 邢继 +2 位作者 马海福 孟兆明 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页

本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注... 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。 展开更多

关键词 系统分析程序 先进压水堆 自动卸压系统 临界射流

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大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

16

作者 江斌 张鹏 +5 位作者 陈炼 张蕾 胡啸 何丹丹 陈培培 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第12期2143-2148,共6页

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实... 针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。 展开更多

关键词 大型先进压水堆 ADS-4 夹带现象 拟真实工况 回滞现象 稳态夹带率

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先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构 被引量：1

17

作者 刘爱国 江辉 +2 位作者 孙伟 田亚杰 朱学农 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期950-954,共5页

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂... 核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究，阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。 展开更多

关键词 先进压水堆 多样性驱动系统 纵深防御和多样性分析 需求分析

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非能动安全壳空气冷却系统换热能力分析 被引量：1

18

作者 冯雨 王洪亮 +6 位作者 马屹松 李云屹 郭强 于明锐 刘卓 韩旭 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1162-1168,共7页

为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非... 为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非能动安全壳空气冷却系统换热能力随环境温度的升高而降低,环境温度对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较明显;非能动安全壳空气冷却系统换热能力随安全壳外表面发射率的升高而升高,安全壳外表面发射率对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较小。以上结果可以为非能动安全壳空气冷却系统在不同环境温度及安全壳外表面发射率发生变化后的换热能力提供基础数据,也可以为今后小型压水堆在环境温度较低的高纬度地区建设提供参考。 展开更多

关键词 环境温度 发射率 小型压水堆 非能动 安全壳 空气冷却 换热能力 Ansys Fluent 计算模型

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IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

19

作者 代守宝 彭敏俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2010年第3期244-249,共6页

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃... 由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。 展开更多

关键词 一体化压水堆 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD3.4

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先进压水堆反应堆堆坑通风散热数值模拟与试验研究

20

作者 吴汉柱 李石磊 +3 位作者 李跃忠 冉小兵 杨景超 周万云 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1288-1293,共6页

先进压水堆反应堆压力容器(RPV)保温层与堆坑混凝土之间设置通风,可带走RPV保温层散失的热量,从而降低堆坑环境温度,保障反应堆设备的安全运行。堆坑通风通道结构复杂,存在多处突扩或突缩,且筒体段流道被保温支承遮挡,因此,堆坑风速存... 先进压水堆反应堆压力容器(RPV)保温层与堆坑混凝土之间设置通风,可带走RPV保温层散失的热量,从而降低堆坑环境温度,保障反应堆设备的安全运行。堆坑通风通道结构复杂,存在多处突扩或突缩,且筒体段流道被保温支承遮挡,因此,堆坑风速存在着不均匀,甚至存在局部死区,可能造成RPV保温层外表面和堆坑混凝土局部热点。因此需开展堆坑风场及温度场研究。本文运用CFX对堆坑通风及散热进行了数值模拟,并对比了热试期间堆坑温度实测数据。结果显示,堆坑风场呈螺旋上升形式,可以有效冷却堆坑物项,堆坑温度场满足设计要求;堆坑空气温度在高度方向梯度分布,RPV保温背风区存在局部热点。 展开更多

关键词 先进压水堆 堆坑 通风 数值模拟 热试

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