整体比例试验中PRHR比例分析与相似准则 被引量：4

1

作者 叶子申 李玉全 +1 位作者 陈炼 房芳芳 《节能技术》 CAS 2016年第3期205-210,共6页

在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性... 在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中PRHR主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行PRHR的比例分析,得到PRHR在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中PRHR的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。 展开更多

关键词 PRHR 比例分析 非能动 整体试验

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先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究 被引量：7

2

作者 徐红 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期37-42,共6页

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留(IVR)策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部... 压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留(IVR)策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却(ERVC)的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明:衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施(如上堆腔注水)尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。 展开更多

关键词 严重事故 堆内滞留 敏感性分析 不确定分析 拉丁超立方抽样

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不同重力条件下单气泡池沸腾现象的数值研究 被引量：2

3

作者 赵建福 李震东 张良 《空间科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2012年第4期537-543,共7页

对不同重力条件下常压饱和水中单气泡池沸腾现象的气泡生长过程及传热特性进行了数值模拟.采用简化的润滑流模型计算生长气泡底部微液膜的贡献,而其他宏观区域的气液两相介质则用连续界面模型统一处理.气液界面形状和加热面上接触线的... 对不同重力条件下常压饱和水中单气泡池沸腾现象的气泡生长过程及传热特性进行了数值模拟.采用简化的润滑流模型计算生长气泡底部微液膜的贡献,而其他宏观区域的气液两相介质则用连续界面模型统一处理.气液界面形状和加热面上接触线的运动分别采用Level Set方法和固定的表观接触角来近似刻画.计算结果表明,气泡生长过程中,当量直径近似与生长时间的1/3～1/2次方成正比,重力对相关趋势的影响不大,但强烈影响着气泡脱落直径和生长时间,其中脱落直径反比于重力的1/3次方,生长时间反比于重力的4/5次方.在固定的核化点数密度条件下,加热面平均热流密度近似与壁面过热度的3/2次方成正比,该趋势并不随重力的减弱而改变. 展开更多

关键词 单气泡池沸腾 脱落直径 生长时间 重力效应

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压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析 被引量：1

4

作者 徐红 王军荣 +1 位作者 周志伟 马莉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第11期1334-1339,共6页

为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明:熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低... 为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明:熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。 展开更多

关键词 严重事故 堆内滞留 堆内捕集器 高温陶瓷材料

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AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析 被引量：1

5

作者 玉宇 张鹤 +5 位作者 单祖华 胡迎秋 王升飞 牛风雷 刘鑫 刚直 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1803-1806,共4页

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文... 非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。 展开更多

关键词 非能动安全壳 热分层 一维模型

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AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

6

作者 孙都成 田文喜 +4 位作者 秋穗正 苏光辉 张鹏 刘建昌 马盈盈 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期285-291,共7页

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲... 本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。 展开更多

关键词 实验模化 ADS-4阀门支管夹带 RCS降压 反应堆上腔室夹带

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角度相关不连续因子在JRR3M堆芯输运计算中的应用

7

作者 徐红 胡永明 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期949-954,共6页

针对含有强吸收体控制组件的日本研究堆JRR3M,在进行堆芯输运方程计算时,给出了角通量不连续因子(AFDF)的定义,并指出使用角通量不连续因子的必要性,提出使用迭代求解的方法来提高计算精度,并使之满足不连续因子自洽性。针对堆芯设计计... 针对含有强吸收体控制组件的日本研究堆JRR3M,在进行堆芯输运方程计算时,给出了角通量不连续因子(AFDF)的定义,并指出使用角通量不连续因子的必要性,提出使用迭代求解的方法来提高计算精度,并使之满足不连续因子自洽性。针对堆芯设计计算量大的特点,使用了超栅元近似方法。该方法能有效缩短计算时间,且灵活性强。利用组件形状函数,能重构出非均匀模型堆芯通量分布。最后讨论了扩散计算时不连续因子的选取问题,指出根据参考的不同,应选择不同的不连续因子。 展开更多

关键词 不连续因子 输运方程 组件均匀化

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灰色理论在操纵员管理中的应用

8

作者 徐红 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第4期630-633,共4页

科学合理的操纵员管理是核安全的基础,也是核电厂人力资源管理的发展要求。尤其在三哩岛事故发生之后,操纵员管理更加受到重视。科学合理的操纵员管理的前提和基础是操纵员基本行为参数的预测和决策。灰色理论恰好解决了现行操纵员管理... 科学合理的操纵员管理是核安全的基础,也是核电厂人力资源管理的发展要求。尤其在三哩岛事故发生之后,操纵员管理更加受到重视。科学合理的操纵员管理的前提和基础是操纵员基本行为参数的预测和决策。灰色理论恰好解决了现行操纵员管理预测和决策中所遇到的困境。整个管理过程分为两步:首先,通过以往的操纵员行为参数的记录,建立灰色预测模型,对其今后行为进行预测;然后,使用灰色决策对其进行决策。计算结果对操纵员管理有一定的指导意义,也为操纵员提高自身素质指明了方向。灰色理论方法为今后操纵员管理提供了新的思路和方法。 展开更多

关键词 灰色理论 人因错误 操纵员管理 灰色预测 灰色决策

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压水堆失水事故降压过程低压试验模拟相似性分析 被引量：3

9

作者 李玉全 叶子申 +1 位作者 秦本科 顾汉洋 《节能技术》 CAS 2012年第2期167-172,共6页

采用低压整体试验系统来模拟先进非能动压水堆核电站破口事故是一种经济可行的方法,其中试验降压阶段比例分析以及试验失真评价是低压试验方法中的核心部分。本文以基于两相混合模型的系统降压控制方程为基础,通过对方程无量纲化得到了... 采用低压整体试验系统来模拟先进非能动压水堆核电站破口事故是一种经济可行的方法,其中试验降压阶段比例分析以及试验失真评价是低压试验方法中的核心部分。本文以基于两相混合模型的系统降压控制方程为基础,通过对方程无量纲化得到了降压模拟的相似准则,同时分析了不同事故条件下系统需优先保证的相似准则,进一步对各个相似失真度进行了定量化计算。结果表明,降压模拟失真随系统间压力比例的减小而增加。本文可为缩比低压试验台架的设计和试验结果的相似性评价提供参考。 展开更多

关键词 降压 整体试验 比例分析 失真因子

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安全壳在事故情况下的完整性分析 被引量：23

10

作者 林诚格 赵瑞昌 刘志弢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第2期181-192,共12页

现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较... 现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。 展开更多

关键词 安全壳 安全壳完整性分析 设计基准事故 严重事故 WGOTHIC

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试验台架中的金属结构储热释放比例分析 被引量：1

11

作者 李玉全 叶子申 +1 位作者 陈炼 王含 《节能技术》 CAS 2011年第6期515-520,525,共7页

比例化的反应堆热工水力整体试验台架广泛应用于核电站的安全评估试验。比例试验台架往往存在储热释放比例过高从而造成瞬态过程或现象模拟失真。本文从基本控制体热量传递模型出发,分别通过微分方法、流道控制体方法、以及功率积分法... 比例化的反应堆热工水力整体试验台架广泛应用于核电站的安全评估试验。比例试验台架往往存在储热释放比例过高从而造成瞬态过程或现象模拟失真。本文从基本控制体热量传递模型出发,分别通过微分方法、流道控制体方法、以及功率积分法分别对储热进行比例分析,分析表明在满足自然循环比例分析准则的条件下,在确定的高度比下选取合适的管径比例和壁厚,能够实现释热过程的瞬态相似模拟。为了简化实际工程设计的分析难度,可采用功率积分法以确保总体储热量满足功率比例要求。最后对ACME台架的储热分析表明其储热释放比例在合理范围内。本文可为相关热工水力试验中有关储热问题的分析和解决方法研究提供一定的参考。 展开更多

关键词 比例分析 储热 整体试验台架

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逆流空气作用下水膜流动行为的试验研究 被引量：1

12

作者 李乐 李成 张亚军 《节能技术》 CAS 2016年第4期301-304,共4页

壁面水膜的流动行为对于第三代压水堆核动力装置的非能动安全壳冷却技术和传统的化工冷却技术非常重要,充分理解逆流空气作用下的水沿着平滑壁面的下降流动行为可以为核安全应用等领域提供技术支持。通过搭建试验台架并运用电容探针和... 壁面水膜的流动行为对于第三代压水堆核动力装置的非能动安全壳冷却技术和传统的化工冷却技术非常重要,充分理解逆流空气作用下的水沿着平滑壁面的下降流动行为可以为核安全应用等领域提供技术支持。通过搭建试验台架并运用电容探针和照相机进行测量,获得不同相对湿度和温度时的逆流空气流动条件下的水膜厚度,瞬态波动特性和水膜平均速度。试验分析了逆流空气流速对水膜流动行为的影响,也考虑了平板角度对水膜厚度的影响。试验结果表明,空气流速对逆流空气流动下的水膜行为的影响与不考虑空气流动的水膜试验不同。存在一个临界速度,当空气流速比这个临界速度低时,水膜行为与没有空气流动时是相似的。然而当空气流速相对较大时,会造成非常重要的影响。试验数据与已有的经验关联式吻合较好,研究结果将用于指导AP系列安全壳外部气流的设计。 展开更多

关键词 试验板 下降水膜 膜厚 逆流空气 空气流速

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细晶粒渗碳齿轮钢的疲劳性能 被引量：2

13

作者 贺笃鹏 张家涛 +2 位作者 董瀚 王毛球 马莉 《汽车工艺与材料》 2010年第11期56-59,共4页

本文利用旋转弯曲疲劳试验方法,研究工业电炉+炉外精炼流程生产的两种齿轮钢的疲劳性能。研究结果表明,由于细小的Nb(C,N)析出相在奥氏体晶界起钉扎作用,20CrMoNbH渗碳齿轮钢渗碳层原奥氏体晶粒平均尺寸为16μm,明显细于20CrMoH钢的26μ... 本文利用旋转弯曲疲劳试验方法,研究工业电炉+炉外精炼流程生产的两种齿轮钢的疲劳性能。研究结果表明,由于细小的Nb(C,N)析出相在奥氏体晶界起钉扎作用,20CrMoNbH渗碳齿轮钢渗碳层原奥氏体晶粒平均尺寸为16μm,明显细于20CrMoH钢的26μm。20CrMoNbH钢渗碳试样的疲劳强度极限值为1085MPa,高于20CrMoH钢的995MPa。观察疲劳试样断口发现,疲劳裂纹起源于渗碳层,并沿原奥氏体晶界扩展,细化渗碳层晶粒有利于提高疲劳裂纹扩展阻力,因此改善疲劳性能。 展开更多

关键词 渗碳齿轮钢 疲劳性能 细晶粒 20CRMOH钢 奥氏体晶界 旋转弯曲疲劳 裂纹扩展阻力 疲劳试样

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基于可视化实验台架的蒸汽发生器二次侧自然循环现象研究

14

作者 王聪 陆道纲 +3 位作者 姚志鹏 曹琼 Awais Ahmad 张曙明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期262-267,共6页

对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知。为弄清核电站蒸汽发生器... 对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知。为弄清核电站蒸汽发生器二次侧的流动现象,搭建了单排非均匀加热管的可视化蒸汽发生器实验台架,并借助高速摄像机对其内部流动情况进行了拍摄,利用所拍摄的图像得到了相应位置气泡的横向流动速度。结果表明,在实验运行过程中,两侧不同的热流密度导致空泡份额差异很大,从而产生横向的自然循环流动现象,这一现象在二次侧流体流经U型弯管时,表现得更为剧烈。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 二次侧 自然循环流动

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