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核电厂仪控板件故障检测与诊断技术研究
1
作者 王健 王江波 邱建文 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第8期963-967,共5页
仪控板件是核电厂仪控系统的重要组成部分,仪控板件的性能对核电厂能否安全、可靠、经济的运行有直接影响。本工作以在线测试为基础,对核电厂仪控板件的故障检测及其诊断技术进行了探讨;介绍了国外同行在该领域的相关经验和在线测试的... 仪控板件是核电厂仪控系统的重要组成部分,仪控板件的性能对核电厂能否安全、可靠、经济的运行有直接影响。本工作以在线测试为基础,对核电厂仪控板件的故障检测及其诊断技术进行了探讨;介绍了国外同行在该领域的相关经验和在线测试的主要功能、开发流程以及测试数据的分析方法,该故障检测与诊断技术对提高核电厂的安全运行水平有重要作用。 展开更多
关键词 在线测试 故障检测 数据分析
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核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展 被引量：8
2
作者 陈明周 吕永红 +1 位作者 向文元 孟月东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期40-47,共8页
结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向... 结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。 展开更多
关键词 热等离子体 核电站 低中放固体废物 减容
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核电厂放射性可燃废物等离子体玻璃固化配方初步研究 被引量：5
3
作者 陈明周 白冰 +2 位作者 刘夏杰 吕永红 黄文有 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期262-266,273,共6页
为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固... 为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固化体的密度为2.5 g/cm3,抗压强度为90 MPa,Sr、Cs、Co等示踪元素归一化浸出率均小于0.535 g·m-2·d-1,可用于50 kg/h规模的等离子体熔融系统实验研究。 展开更多
关键词 核电厂 可燃废物 玻璃固化 等离子体
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压水堆核电站棒位探测器样机设计及试验研究 被引量：6
4
作者 白冰 周建明 吕永红 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第12期1515-1518,1556,共5页
核电站反应堆的启停、功率调节依靠控制棒驱动机构驱动控制棒上下运动来实现,控制棒位置的准确可靠测量是反应堆安全运行的重要保证。论文借助二代加核电站棒位探测器工程样机的研制,详细介绍了在棒位探测器设计过程中测量原理、编码方... 核电站反应堆的启停、功率调节依靠控制棒驱动机构驱动控制棒上下运动来实现,控制棒位置的准确可靠测量是反应堆安全运行的重要保证。论文借助二代加核电站棒位探测器工程样机的研制,详细介绍了在棒位探测器设计过程中测量原理、编码方式、线圈数量的选择以及线圈骨架结构等内容,并通过各项性能测试与试验结果的分析,得出样机设计合理与性能可靠的结论。 展开更多
关键词 核电站 棒位探测器 葛莱码 线圈骨架
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百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 被引量：3
5
作者 卢向晖 张吉胜 +1 位作者 罗汉炎 张小英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期457-462,共6页
为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步... 为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5 全厂断电 汽锤
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岭澳核电站1/4换料燃料管理方案研究 被引量：6
6
作者 张洪 厉井钢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期85-92,共8页
对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,... 对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,就采用1/4换料后对电站带来的有利及不利之处进行了分析。 展开更多
关键词 1/4换料 燃料管理 装载方案
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压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究 被引量：3
7
作者 王江波 王健 邱建文 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第1期40-44,共5页
核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于... 核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于技术人员了解核电厂的控制原理,并掌握模拟控制系统的维修技能,对核电站机组安全稳定运行具有重要意义。 展开更多
关键词 压水堆 集中模拟控制系统 半实物仿真技术
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核电厂放射性废保温棉玻璃固化比较研究
8
作者 陈明周 周东升 +4 位作者 林鹏 陆杰 刘夏杰 吕永红 黄文有 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期527-532,共6页
为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二... 为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二者的元素浸出实验结果相近;等离子体炉的出料实验证实,熔融体的高温黏度适合所选定的出料工艺。这些结果表明,利用所研发的等离子体系统可以得到性能与实验室相当的玻璃固化体,核电厂的废保温棉可以用于含硼浓缩液的玻璃固化。 展开更多
关键词 核电厂 废保温棉 等离子体 玻璃固化 含硼浓缩液
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压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究
9
作者 韩嵩 Justin Byard +1 位作者 黄灏 石秀安 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期328-332,共5页
本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸... 本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。 展开更多
关键词 乏燃料组件 γ源强 ORIGEN-ARP
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福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究 被引量：1
10
作者 杨江 王婷 +2 位作者 陶俊 高玲媛 卢向晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第7期1206-1211,共6页
假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明:在... 假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明:在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5h内发生严重事故。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 福岛核事故 非能动安全系统
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百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统软件功能研究及实现方式分析 被引量：1
11
作者 周琦 赖厚晶 +4 位作者 周军 李涛 许育周 王春生 穆昌洪 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期589-593,共5页
百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究... 百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究,掌握系统功能、原理等。本文主要从系统软件方面人手,分析系统软件的功能、特点,并研究棒控棒位系统软件的实现方式。 展开更多
关键词 棒控棒位系统 软件功能 软件实现 逻辑柜 电源柜 处理柜
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电流互感器局部暂态饱和识别的研究 被引量：46
12
作者 毕大强 冯存亮 葛宝明 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第31期184-190,235,共7页
针对外部故障切除、应涌流及恢复性涌流时电流互感器饱和容易引起差动保护误动的情况,分析电流互感器饱和时相对磁链变化的特点,并研究电流互感器在大剩磁或直流磁链积累的情况下传变小工频电流而出现相位偏移式饱和的识别方法。在假设... 针对外部故障切除、应涌流及恢复性涌流时电流互感器饱和容易引起差动保护误动的情况,分析电流互感器饱和时相对磁链变化的特点,并研究电流互感器在大剩磁或直流磁链积累的情况下传变小工频电流而出现相位偏移式饱和的识别方法。在假设一个电流互感器不饱和而用于差动保护的其他电流互感器传递发生相位偏移的情况下,根据电流差动特性判断差动电流是否位于判据启动区,从电流互感器相对磁链积累变化的角度出发,根据相对磁链积累的方差计算曲线,通过计算位于判据启动区内各时刻方差计算曲线拐点的个数实现了相位偏移式饱和的识别判据。动模实验和现场数据分析表明所提算法能够识别电流互感器的相位偏移式饱和,验证了其有效性。 展开更多
关键词 电流互感器 相位偏移式饱和 相对磁链积累
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垂直管内超临界水传热实验研究 被引量：9
13
作者 王飞 杨珏 +3 位作者 顾汉洋 赵萌 李虹波 卢冬华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期933-939,共7页
在宽广的实验范围内对直径10mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为:压力23、25、26MPa,质量流速450～1 200kg/(m2.s),热流密度200... 在宽广的实验范围内对直径10mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为:压力23、25、26MPa,质量流速450～1 200kg/(m2.s),热流密度200～1 200kW/m2。实验结果表明:随主流温度的升高,壁面温度逐渐上升,在拟临界点附近由于物性剧变存在传热强化现象;热流密度的增加以及质量流速的减小均会削弱传热强化现象,并导致传热恶化;压力的影响主要体现在传热恶化、强化的起始热流密度和起始主流温度的不同。 展开更多
关键词 超临界水冷反应堆 热工水力 拟临界点
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燃料组件5×5格架多跨模型CFD模拟方法研究 被引量：7
14
作者 晁嫣萌 杨立新 +1 位作者 庞铮铮 张玉相 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期827-835,共9页
本文详细描述了某典型燃料组件5×5格架模型CFD分析的几何模型简化、网格划分、求解及后处理等过程。在5×5结构单跨模型上研究了弹簧刚突对搅混特性及压降的影响,并采用简化弹簧刚突的5×5格架模型实现了包含11层格架的多... 本文详细描述了某典型燃料组件5×5格架模型CFD分析的几何模型简化、网格划分、求解及后处理等过程。在5×5结构单跨模型上研究了弹簧刚突对搅混特性及压降的影响,并采用简化弹簧刚突的5×5格架模型实现了包含11层格架的多跨模型计算。单跨模型计算结果表明,弹簧刚突结构强化了横向流动,利于换热,Nu提高了8%,但弹簧刚突格架模型较简化弹簧刚突模型压降损失增加了40%。多跨模型计算得到了多层格架全程流动换热特性,为燃料组件自主研发中定位格架数量及布置的设计优化以及DNB预测计算提供了有效的CFD分析方法。 展开更多
关键词 格架 搅混翼 CFD 弹簧刚突 热工水力
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压水堆燃料棒在轴向流作用下的随机振动响应研究 被引量：11
15
作者 黄恒 刘彤 周跃民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期468-472,共5页
基于随机振动理论,建立了在轴向流作用下压水堆燃料棒随机响应的纯理论分析方法。将流体力考虑为沿燃料棒轴向位置的脉冲随机荷载,结合模态分析技术,从功率谱分析法推导出燃料棒振动均方根响应的表达式。提供了一套不依赖燃料组件流致... 基于随机振动理论,建立了在轴向流作用下压水堆燃料棒随机响应的纯理论分析方法。将流体力考虑为沿燃料棒轴向位置的脉冲随机荷载,结合模态分析技术,从功率谱分析法推导出燃料棒振动均方根响应的表达式。提供了一套不依赖燃料组件流致振动实验的纯理论分析方法,重点分析了等效流速、湍流强度、相关长度系数等几个主要流场参数对结构均方根响应的影响。结果表明,本文计算模型的精度满足工程分析要求,燃料棒响应随等效流速、湍流强度和相关长度系数的增大而增大;其中响应对于等效流速和相关长度系数的变化较为敏感,而与湍流强度呈线性变化关系;在压水堆运行中的燃料棒均方根幅值约处在μm量级。 展开更多
关键词 随机响应 燃料棒 流致振动 轴向流
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先进安注箱热工水力特性研究 被引量：5
16
作者 苟军利 单建强 +2 位作者 胡宏伟 曹建华 沈永刚 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期116-121,共6页
为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理... 为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。 展开更多
关键词 先进安注箱 热工水力特性 敏感性分析
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基于模糊聚类的安全级电动阀故障诊断研究 被引量：7
17
作者 王秋平 孙亮 +1 位作者 关济实 庄园 《电测与仪表》 北大核心 2014年第1期30-34,共5页
核电站的安全运行与安全级电动阀关系紧密,由于核电站这种特殊环境的限制,在进行阀门的安全检测时,不能够将阀门进行拆解,对于此种状况,文中通过安全级电动阀实际工况的模拟实验,计算出功率的差值曲线并提取相应的特性指标,利用Labview... 核电站的安全运行与安全级电动阀关系紧密,由于核电站这种特殊环境的限制,在进行阀门的安全检测时,不能够将阀门进行拆解,对于此种状况,文中通过安全级电动阀实际工况的模拟实验,计算出功率的差值曲线并提取相应的特性指标,利用Labview对测量数据实现模糊聚类分析,实时分析故障,实现了核电站电动阀故障诊断的功能,同时对核电站维修人员起到一定的指导作用。 展开更多
关键词 差值曲线 特性参数 模糊聚类 LABVIEW
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棒束内超临界水传热实验研究 被引量：5
18
作者 李虹波 赵萌 +1 位作者 顾汉洋 卢冬华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2017-2023,共7页
在中国广核集团有限公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上,针对两种不同节径比(P/D)的棒束通道开展了超临界水流动传热实验,获得了传热实验数据,观测到了通道内棒束间明显的周向温度不均匀现象和定位格架导致的传热强化现... 在中国广核集团有限公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上,针对两种不同节径比(P/D)的棒束通道开展了超临界水流动传热实验,获得了传热实验数据,观测到了通道内棒束间明显的周向温度不均匀现象和定位格架导致的传热强化现象。通过对各种热工水力参数的实验研究,得出超临界水流动传热结论:随热流密度的增加,传热系数逐渐减小,棒束壁温周向不均匀程度逐渐增加;随质量流速的增加,传热系数逐渐增大,棒束壁温周向不均匀程度逐渐减小;随压力的逐渐升高,传热系数少许降低;随P/D的减小,棒束通道内的传热明显增强。 展开更多
关键词 超临界水 流动传热 棒束 传热系数
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放射性废物热等离子体处理熔融炉温度分布数值模拟及熔渣玻璃化配方初步研究 被引量：10
19
作者 林鹏 秦余新 +3 位作者 吕永红 向文元 陈明周 刘夏杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期206-211,219,共7页
目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉... 目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。 展开更多
关键词 放射性废物处理 热等离子体 数值模拟
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CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究 被引量：6
20
作者 晁嫣萌 杨立新 张明乾 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期280-286,共7页
为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体... 为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。 展开更多
关键词 压水堆 CFD 热工水力 CPR1000
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