大功率先进压水堆压力容器外部冷却能力研究 被引量：4

1

作者 金頔 李飞 +1 位作者 刘晓晶 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期277-284,共8页

目前压力容器外部冷却(ERVC)作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留(IVR)的一部分已得到了广泛应用。本文采用RELAP5系统安全分析程序定性研究一些流动参数和边界条件(如进出口面积、冷却水的入口温度、下封头处的加热功率、下封... 目前压力容器外部冷却(ERVC)作为严重事故管理策略中压力容器内熔融物滞留(IVR)的一部分已得到了广泛应用。本文采用RELAP5系统安全分析程序定性研究一些流动参数和边界条件(如进出口面积、冷却水的入口温度、下封头处的加热功率、下封头处流道的间隙尺寸及注水高度等)对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,它为结构的设计和系统的瞬态响应行为提供了一定的分析依据。 展开更多

关键词 大功率先进压水堆 压力容器外部冷却 自然循环能力

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MOX燃料对压水堆堆芯性能影响研究 被引量：10

2

作者 李小生 靳忠敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期583-587,共5页

在核反应堆中使用MOX燃料是处置钚的有效方式。以大型全UO2燃料压水堆堆芯设计作为参考,使用DRAGON、DONJON程序,计算在大型压水堆中全堆芯及部分堆芯装载MOX燃料后反应堆部分物理性能指标,研究加入MOX燃料后对控制棒与硼酸溶液的反应... 在核反应堆中使用MOX燃料是处置钚的有效方式。以大型全UO2燃料压水堆堆芯设计作为参考,使用DRAGON、DONJON程序,计算在大型压水堆中全堆芯及部分堆芯装载MOX燃料后反应堆部分物理性能指标,研究加入MOX燃料后对控制棒与硼酸溶液的反应性价值的影响。结果表明,压水堆堆芯装载各比例MOX燃料均可达到与全UO2燃料堆芯相当的循环长度,功率分布也能满足相应的安全限值要求,但采用MOX燃料会造成控制棒与硼溶液的反应性价值降低,且降低程度与MOX燃料装载比例成正相关。 展开更多

关键词 MOX燃料 反应性价值 控制棒 堆芯性能

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孔板管道下游流动加速腐蚀速率数值模拟研究 被引量：10

3

作者 彭翊 韩睿璇 陈耀东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期77-82,共6页

采用计算流体力学方法中的k-ε模型模拟了孔板管道下游管壁与流体间的传质系数分布,并利用Sanchez-Caldera流动加速速率预测模型计算了孔板管道下游的流动加速腐蚀速率分布。结果表明,孔径比的减小会导致流动加速腐蚀敏感部位向孔板下... 采用计算流体力学方法中的k-ε模型模拟了孔板管道下游管壁与流体间的传质系数分布,并利用Sanchez-Caldera流动加速速率预测模型计算了孔板管道下游的流动加速腐蚀速率分布。结果表明,孔径比的减小会导致流动加速腐蚀敏感部位向孔板下游移动,入口流速的增大对孔板下游流动加速腐蚀敏感部位的位置无明显影响,pH值的增大能有效减小流动加速腐蚀速率。 展开更多

关键词 流动加速腐蚀 计算流体力学 传质系数 孔板管道

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非能动余热排出换热器优化设计研究 被引量：5

4

作者 王盟 陈薇 吕焱燊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期455-459,共5页

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增... 以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。 展开更多

关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管束排列 节距

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基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究 被引量：4

5

作者 王溪 孟召灿 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1393-1398,共6页

熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆... 熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。 展开更多

关键词 严重事故 CFD 熔融物堆内滞留 凝固 自然对流

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环保型氟利昂介质在核电厂严重事故条件下的氢气惰化机理研究 被引量：1

6

作者 张圣君 沈峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期421-426,共6页

针对采用气体惰化方式的严重事故条件下氢气风险控制措施,开展了不同介质对氢气的最小惰化浓度对比评价研究,揭示了传统惰化剂(N2、CO2)与氟利昂介质的惰化机理差异。采用基团贡献法对各类基团的阻燃抑制系数进行了估算,依据可燃气体的... 针对采用气体惰化方式的严重事故条件下氢气风险控制措施,开展了不同介质对氢气的最小惰化浓度对比评价研究,揭示了传统惰化剂(N2、CO2)与氟利昂介质的惰化机理差异。采用基团贡献法对各类基团的阻燃抑制系数进行了估算,依据可燃气体的火焰燃烧速度、化学计量比与惰化气体浓度之间的关系,对3种氟利昂介质的最小惰化浓度进行了预测。计算结果表明,3种氟利昂介质HFC-134a、HFC-245fa和HFC-125的最小惰化浓度分别为15.87%、14.12%和10.39%,惰化性能依次增强;3种氟利昂介质的抑燃浓度分别为34.9%、32.7%和25.9%,显著低于N2与CO2的抑燃浓度(分别为94.5%和90.9%),氟利昂介质的抑燃性能良好。 展开更多

关键词 氢气惰化 氟利昂介质 最小惰化浓度 氢气风险控制 基团贡献法

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大功率先进压水堆IVR-ERVC旁通流道冷却强化研究

7

作者 李飞 张圣君 +1 位作者 陈薇 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期320-325,共6页

本文提出旁通流道冷却强化方案,采用RELAP5系统安全分析程序定性研究了旁通流道对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,并对一些流动参数和边界条件进行敏感性分析。结果表明:旁通流道对ERVC系统流道局部区域起... 本文提出旁通流道冷却强化方案,采用RELAP5系统安全分析程序定性研究了旁通流道对大功率先进压水堆压力容器外部冷却的自然循环能力产生的效应,并对一些流动参数和边界条件进行敏感性分析。结果表明:旁通流道对ERVC系统流道局部区域起到增强对流换热的效果,并且随旁通流道直径及射流角度的增加,对流换热增强;入口位置对局部区域的换热产生影响。本工作可为ERVC的冷却能力和结构设计提供参考。 展开更多

关键词 大功率先进压水堆 压力容器外部冷却 旁通流道

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C型换热器管外流体两相自然循环数值模拟 被引量：6

8

作者 陈薇 王盟 丁铜伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1595-1600,共6页

建立了简化的C型换热器管外流体CFD分析模型,模拟了反应堆安全壳内置换料水箱(IRWST)中典型气液两相自然循环特性。首先用公开发表文献中的试验数据对计算方法进行校验,计算中采用的湍流模型、壁面沸腾模型等能较好地捕捉主流流体升温... 建立了简化的C型换热器管外流体CFD分析模型,模拟了反应堆安全壳内置换料水箱(IRWST)中典型气液两相自然循环特性。首先用公开发表文献中的试验数据对计算方法进行校验,计算中采用的湍流模型、壁面沸腾模型等能较好地捕捉主流流体升温特性、两相自然循环特性。结果表明:C型换热器增加了管外流体流场分布的不均匀性,提高了冷、热流体间的搅混强度,有助于降低管外流体温度差,增加大容积水池内的自然循环能力;但由于壁面对气泡的阻滞作用,换热器弯管及水平管局部区域空泡份额最大,发生了气泡聚集。计算结果可为非能动余热排出换热器的设计提供支持。 展开更多

关键词 气液两相 自然循环 大容积水池 CFD

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蒙特卡洛模拟金属Ag的饱和蒸汽压

9

作者 周佳 耿珺 《华中师范大学学报（自然科学版）》 CAS 北大核心 2015年第3期363-367,共5页

采用金属银的嵌入原子模型(EAM),利用蒙特卡洛方法(MC)方法,在正则系综(NVT)系综下,计算了银从1 700K到2 300K的饱和蒸气压,并和实验所测得的蒸汽压计算公式进行了对比.计算结果表明所有温度下的模拟结果与实验测量的饱和蒸汽压误差均在... 采用金属银的嵌入原子模型(EAM),利用蒙特卡洛方法(MC)方法,在正则系综(NVT)系综下,计算了银从1 700K到2 300K的饱和蒸气压,并和实验所测得的蒸汽压计算公式进行了对比.计算结果表明所有温度下的模拟结果与实验测量的饱和蒸汽压误差均在30%以内,验证了EAM势能可以定性符合银的饱和蒸气压,也证明了银的EAM模型可以拓展到气态的模拟. 展开更多

关键词 饱和蒸汽压 蒙特卡洛模拟 分子动力学 相平衡

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福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析 被引量：1

10

作者 陈耀东 崔蕾 廖敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期427-432,共6页

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假... 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。 展开更多

关键词 福岛事故 冷却剂系统泄漏 TORUS隔室水淹 锆水反应

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处置库地下水中核素的溶解度和形态计算 被引量：1

11

作者 刘德军 刘艳红 罗田 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期381-386,共6页

如何安全处置核能大规模发展产生的高放废物是世界关注的问题,深地质处置高放废物是更安全的处置方法,花岗岩(中国)和粘土(比利时)被普遍认为是适宜的地质处置介质。为了对花岗岩和粘土进行进一步的性能评价以分析作为候选围岩的可行性... 如何安全处置核能大规模发展产生的高放废物是世界关注的问题,深地质处置高放废物是更安全的处置方法,花岗岩(中国)和粘土(比利时)被普遍认为是适宜的地质处置介质。为了对花岗岩和粘土进行进一步的性能评价以分析作为候选围岩的可行性,需确定围岩地下水中核素的形态和溶解度,将它们作为计算放射性废物处置库核素放射剂量和安全因子的输入参数。本文选取Tc、Np、Th等作为处置库关键核素,利用EQ-CALCS软件计算地下水中核素的溶解度和形态,并对中国甘肃北山花岗岩以及比利时粘土处置库地下水中关键核素溶解度的实验结果进行比较,获得了不同地下水条件下核素的Pourbaix图,确定了核素在地下水中存在的稳定形态。研究了不同地下水条件下关键核素的溶解度,获得了处置库条件下核素在地下水中的最大源项浓度。 展开更多

关键词 形态 溶解度 关键核素 地球化学模拟

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基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析 被引量：1

12

作者 孟召灿 王溪 +2 位作者 李飞 傅孝良 沈峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期467-473,共7页

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统... 为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。 展开更多

关键词 非能动安全 三环路 RELAP5 事故分析

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双区次临界系统的单群Feynman-α方程的解析解

13

作者 王子冠 沈峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期88-93,共6页

Feynman-α方法是中子噪声分析方法的一种,它根据增殖介质中探测器中子计数会偏离泊松分布的原理,计算次临界系统的α本征值,从而得到该系统的次临界度。已有的Feynman-α方程基于点堆单群模型,无法精确描述带有反射层的次临界系统。通... Feynman-α方法是中子噪声分析方法的一种,它根据增殖介质中探测器中子计数会偏离泊松分布的原理,计算次临界系统的α本征值,从而得到该系统的次临界度。已有的Feynman-α方程基于点堆单群模型,无法精确描述带有反射层的次临界系统。通过推导基于双区单群次临界系统模型的Feynman-α方程的解析解,能为次临界系统α本征值和次临界度计算提供更精确的方法。本文构造了基于双区单群次临界系统模型的Feynman-α方程,考虑了全部可能的中子反应类型(包括中子吸收、裂变、迁移和被探测),并考虑了1组缓发中子的影响。通过求解此双区单群Feynman-α方程,得到了Feynman-Y表达式的解析解,可用于次临界度的计算。 展开更多

关键词 中子噪声分析 Feynman-α方法 次临界度 α本征值

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