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自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨被引量：1: 1; 作者戴阿灿田欣鹭 +4 位作者王昆鹏攸国顺韩向臻黄旭阳靖剑平《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期448-452,共5页; 受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研... 展开更多; 关键词核设计瞬态安全评价; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证被引量：1: 2; 作者杨昭林王亮 +5 位作者周永海周克波吴华雄柳顺雷王昆鹏叶远虑《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期359-366,共8页; 氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结... 展开更多; 关键词压水堆核电厂气液态放射性流出物氚; 在线阅读下载PDF 职称材料

国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究被引量：2: 3; 作者贾斌高新力 +3 位作者孟利利石兴伟靖剑平马帅《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期836-843,共8页; 本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产... 展开更多; 关键词 RELAP5 国产先进压水堆 SGTR 质量释放满溢快速冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析被引量：1: 4; 作者朱光昱张宁娜 +3 位作者王昆鹏石兴伟左嘉旭刘福东《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期631-636,共6页; 本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比... 展开更多; 关键词熔融池 COMSOL 热分层; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂海啸水灾事故仿真研究: 5; 作者朱光昱王昆鹏 +1 位作者梁兵靖剑平《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1172-1177,共6页; 采用COMSOL Multiphysics软件搭建了一个基于浅水方程组的二维仿真模型,通过插值函数编辑了计算域内防波堤等地形高度参数,对海啸发生后核电厂区内的洪水演进过程进行了仿真模拟。讨论了不同的最大天文潮位和风暴潮增水、海啸波高组合... 展开更多; 关键词核电厂浅水方程海啸仿真; 在线阅读下载PDF 职称材料

堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究被引量：2: 6; 作者刘宇生王庶光 +2 位作者李东阳唐济林谭思超《核安全》 2022年第4期66-73,共8页; 针对先进非能动压水堆技术中使用的堆芯补水箱系统(CMT),本文分析归纳了CMT的设计功能及其运行特点。基于对国内外CMT相关热工水力研究的调研分析,结合整体效应试验或单项效应试验对CMT及其所在支路的热工水力现象进行了研究,总结了CMT... 展开更多; 关键词非能动系统堆芯补水箱现象识别; 在线阅读下载PDF 职称材料

蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响: 7; 作者朱光昱闵金坤 +1 位作者王昆鹏石兴伟《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期388-394,共7页; 核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结... 展开更多; 关键词严重事故堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI) 蒸汽爆炸; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨被引量：1: 1; 作者戴阿灿田欣鹭王昆鹏攸国顺韩向臻黄旭阳靖剑平; 机构生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期448-452,共5页; 基金国家自然科学基金(11705066)项目资助。; 文摘受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研究成果可为核设计软件瞬态分析模型的确认提供参考。; 关键词核设计瞬态安全评价; Keywords Nuclear design Transient Safety evaluation; 分类号 TL327 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证被引量：1: 2; 作者杨昭林王亮周永海周克波吴华雄柳顺雷王昆鹏叶远虑; 机构北京大学环境科学与工程学院生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室深圳中广核工程设计有限公司大亚湾核电运营管理有限责任公司中核核电运行管理有限公司; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期359-366,共8页; 基金国家科技重大专项课题“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”课题(项目号:2013ZX06002001,2019ZX05006001)。; 文摘氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析。研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的。; 关键词压水堆核电厂气液态放射性流出物氚; Keywords PWR Nuclear Power Plant Gaseous and Liquid Radioactive Release Tritium; 分类号 TL929 [核科学技术—核燃料循环与材料]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究被引量：2: 3; 作者贾斌高新力孟利利石兴伟靖剑平马帅; 机构生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期836-843,共8页; 基金国家科技重大专项《核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发》资助项目(No.2019ZX06005001)。; 文摘本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。; 关键词 RELAP5 国产先进压水堆 SGTR 质量释放满溢快速冷却系统; Keywords RELAP5 Domestic Advanced PWR SGTR Mass Release Overfill VDA; 分类号 TL331 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析被引量：1: 4; 作者朱光昱张宁娜王昆鹏石兴伟左嘉旭刘福东; 机构生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室中国核电工程有限公司核电安全研究中心; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期631-636,共6页; 基金国家重点研发计划“严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究”(No.2018YFB1900100)课题2“熔融物碎片床形成及再熔化研究”(No.2018YFB1900102)。; 文摘本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO_(3)-80%KNO_(3)熔盐,湍流模型设置为低雷诺数k-ε模型。仿真结果表明,稳态下熔融池内存在较强的沿冷却壁面向下的自然对流,同时还伴随着大量的涡流,在涡流搅拌作用下温度场形成了明显的热分层结构。仿真得到的熔融池中部和顶部区域温度分布以及冷却壁面上的结壳厚度与实验值十分接近,说明COMSOL软件适用于熔融池仿真工作。; 关键词熔融池 COMSOL 热分层; Keywords Corium pool COMSOL Thermal stratification; 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

题名核电厂海啸水灾事故仿真研究: 5; 作者朱光昱王昆鹏梁兵靖剑平; 机构生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室中国核电工程有限公司; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1172-1177,共6页; 基金国家自然科学基金“基于多尺度方法的固态燃料熔盐堆中复杂传递过程研究”(No.11705066)。; 文摘采用COMSOL Multiphysics软件搭建了一个基于浅水方程组的二维仿真模型,通过插值函数编辑了计算域内防波堤等地形高度参数,对海啸发生后核电厂区内的洪水演进过程进行了仿真模拟。讨论了不同的最大天文潮位和风暴潮增水、海啸波高组合叠加状态下,核电厂区内的水淹情况和建筑物受到的冲击力,以及防波堤在洪水发展过程中提供的保护作用。计算结果可为核电厂安全级蓄电池、应急柴油发电机组及应急配电装置的布置提供建议。; 关键词核电厂浅水方程海啸仿真; Keywords Nuclear power plants Shallow water equation Tsunami Simulation; 分类号 TV122.4 [水利工程—水文学及水资源]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究被引量：2: 6; 作者刘宇生王庶光李东阳唐济林谭思超; 机构国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室生态环境保护部核与辐射安全中心哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室中国核动力研究设计院; 出处《核安全》 2022年第4期66-73,共8页; 文摘针对先进非能动压水堆技术中使用的堆芯补水箱系统(CMT),本文分析归纳了CMT的设计功能及其运行特点。基于对国内外CMT相关热工水力研究的调研分析,结合整体效应试验或单项效应试验对CMT及其所在支路的热工水力现象进行了研究,总结了CMT相关热工水力现象,并对其试验研究提出了建议。在进行CMT试验时需针对关注的不同现象选取不同的相似准则,同时也应考虑自然循环特征时间与关注现象特征时间的相互作用关系。; 关键词非能动系统堆芯补水箱现象识别; Keywords passive safety system core make-up tank phenomena identification; 分类号 TL339 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响: 7; 作者朱光昱闵金坤王昆鹏石兴伟; 机构生态环境部核与辐射安全中心国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室中国核电工程有限公司清华大学工程物理系; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期388-394,共7页; 基金国家重点研发计划(2018YFB1900100)课题2“熔融物碎片床形成及再熔化研究”(No.2018YFB1900102)资助。; 文摘核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。; 关键词严重事故堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI) 蒸汽爆炸; Keywords Severe accident Fuel-coolant interactions(FCI) Steam explosion; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨	戴阿灿田欣鹭王昆鹏攸国顺韩向臻黄旭阳靖剑平	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2024	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证	杨昭林王亮周永海周克波吴华雄柳顺雷王昆鹏叶远虑	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2020	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究	贾斌高新力孟利利石兴伟靖剑平马帅	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2020	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析	朱光昱张宁娜王昆鹏石兴伟左嘉旭刘福东	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2022	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	核电厂海啸水灾事故仿真研究	朱光昱王昆鹏梁兵靖剑平	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2022	0	在线阅读下载PDF 职称材料
6	堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究	刘宇生王庶光李东阳唐济林谭思超	《核安全》	2022	2	在线阅读下载PDF 职称材料
7	蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响	朱光昱闵金坤王昆鹏石兴伟	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料