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AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析 被引量:4
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作者 刘雨 党俊杰 +1 位作者 陆道纲 曾晓佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1027-1033,共7页
地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量... 地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却水贮存箱 流固耦合 缩比试验模型 冲动质量
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基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟
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作者 陆道纲 宋海洁 +3 位作者 郭劲松 赵海琦 张钰浩 隋丹婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1833-1843,共11页
池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及... 池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。 展开更多
关键词 “一维系统+三维CFD”耦合方法 快堆非能动余热排出 自然循环 堆内直接余热排出系统
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非能动安全壳局部分层及分区计算研究
3
作者 王升飞 王晔云 +3 位作者 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期891-895,共5页
搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序... 搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序进行对比分析,并结合实验研究结果,提出一种根据壳内传热和流动的特点进行分类分区,然后再各自建立模型进行计算的新方法。 展开更多
关键词 非能动安全壳 局部分层 分区计算
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EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析 被引量:1
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作者 隋丹婷 陆道纲 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期881-890,共10页
本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流... 本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。 展开更多
关键词 EBR-Ⅱ 事故余热排出系统 SHRT-17 SHRT-45R
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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量:1
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作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多
关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述
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非能动风电机舱三维仿真模拟研究 被引量:2
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作者 马栋梁 周涛 李清东 《太阳能学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期291-297,共7页
通过对风电机舱进行简化后建立模型,对风电机舱三维仿真模拟计算,得到风电机舱内部空气温度、空气密度和空气流速的变化三维特征分布云图,进而得到冷却空气在三维机舱空间内部流动变化的规律特点。从理论上验证加装聚风导流罩,可有效建... 通过对风电机舱进行简化后建立模型,对风电机舱三维仿真模拟计算,得到风电机舱内部空气温度、空气密度和空气流速的变化三维特征分布云图,进而得到冷却空气在三维机舱空间内部流动变化的规律特点。从理论上验证加装聚风导流罩,可有效建立起风电机舱跟外界空气所形成的自然循环通风冷却系统,从而可进一步降低夏季高温天气时风电机组的故障率,提高风力发电公司的经济效益和社会效益。 展开更多
关键词 风电机组 计算模拟 自然循环 非能动 三维仿真
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钠液面高度对氩气空间耦合传热特性影响的实验研究
7
作者 陆道纲 冯佳琪 +3 位作者 王汉 于宗玉 张钰浩 刘璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1876-1883,共8页
锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传... 锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传热特性实验台架,开展了氩气空间传热特性实验研究,测量了锥顶盖、氩气空间和主泵支承的温度分布,阐明钠液面高度对传热特性的影响。实验结果表明,随着钠液面高度的增加,锥顶盖和氩气空间的温度随之升高,而且在高钠温时现象更加明显。此外,钠液面高度对主泵支承的温度分布和周向温差影响微弱。通过开展氩气空间钠液面高度对传热规律的影响研究,可为建立实验装置与原型反应堆之间的温度映射关系提供参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 氩气空间 自然对流传热 辐射传热
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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量:1
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作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页
地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多
关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率
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小型模块化核反应堆技术安全性研究 被引量:4
9
作者 丁锡嘉 周涛 +1 位作者 张家磊 朱亮宇 《科技创新与应用》 2019年第34期19-21,共3页
小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,... 小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,与不断加强防人因失误管理工作,显示小堆技术是安全的。 展开更多
关键词 小堆 核安全 技术安全性
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快堆堆芯三操作头模型出口冷却剂温度振荡流固传递特性实验研究
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作者 李陈晨 陆道纲 +2 位作者 曹琼 杜永琪 马本浩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期765-775,共11页
来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流... 来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流固热耦合的研究相对较少。本文通过数值模拟计算,确定了三组操作头组合三叶梅花导流筒的实验装置,以水代替钠作为工质开展了堆芯出口温度振荡实验研究,并获得了温度振荡从流体到固体的传递特性。结果表明:流体在冷热操作头交界区域温度振荡比较强烈,在近操作头处冷热流体产生剧烈温度振荡,向中心测量柱底壁面逐渐衰减;固体温度振荡主要发生在壁面附近比较薄的区域,在40 K温差和0.3 m/s流速工况下,温度振荡传递到固体内2.5 mm处几乎消失;基于实验结果,修正了已有的温度振荡衰减经验公式,预测精度在±5.7%以内。 展开更多
关键词 钠冷快堆 三操作头 中心测量柱 温度振荡 流固传递特性
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基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析 被引量:8
11
作者 张钰浩 夏子涵 +5 位作者 梁江涛 刘一哲 杨军 叶尚尚 郭忠孝 陆道纲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期499-507,共9页
建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工... 建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。 展开更多
关键词 一体化三维计算 冷钠池 堆内构件 热分层 中国实验快堆
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振动条件下平行孔板间流体的作用力实验 被引量:2
12
作者 刘雨 陆道纲 +2 位作者 王园鹏 李文哲 李宗洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1419-1424,共6页
乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有... 乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有平板或孔板两种方案。对格架进行结构动力学分析时,为了简化流体间隙附加质量的计算,工程上一般将孔板直接简化为平板。这样的方法并不能精确反映出实际的流固耦合效应。为获得格架与格架、格架与池壁间流体的流固耦合特性,搭建实验台架,通过振动实验,测量孔板的间隙流体在不同激振频率、不同间隙条件下的流体作用力。实验最终给出孔板的间隙流体的流体力,并给出了不同间隙条件下附加质量,本文可为AP1000和CAP1400系列乏燃料储存格架的流固耦合参数选取提供依据。 展开更多
关键词 乏燃料贮存格架 间隙流体 流固耦合 附加质量 振动实验 孔板
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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
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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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基于粒子群优化BP神经网络的核事故源项反演
14
作者 游清悦 曹博 +3 位作者 彭丁萍 李中昊 缪学伟 陈洲亮 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第3期371-381,共11页
核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(^(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所... 核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(^(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所需的数据集。利用Matlab构建了粒子群算法(Particle Swarm Optimization,PSO)优化误差反向传播(Back Propagation,BP)神经网络的核事故源项反演模型,同时考虑了粒子群算法中超参数和适应度函数的不同对算法优化性能的影响。结果表明:PSOBP模型源项反演测试结果的平均绝对百分比误差为2.14%,平均绝对误差为0.011437,均方差为0.000685,各个评价指标明显优于BP神经网络,验证了该模型的可行性,有助于快速核应急响应。 展开更多
关键词 源项反演 BP神经网络 粒子群优化 参数优化 适应度函数
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基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟 被引量:2
15
作者 陆道纲 吕思宇 隋丹婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1345-1352,共8页
本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果... 本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC-3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。 展开更多
关键词 SAC-3D 快通量试验堆 未能紧急停堆的失流事故 非能动安全 液态金属冷却快堆
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结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究
16
作者 陆道纲 张勋 +1 位作者 李宗洋 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期1570-1579,共10页
为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技... 为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技术;正常功率条件下一回路全自然循环技术;基于自然循环的余热排出技术。针对与该小型模块化反应堆相耦合的小型多管循环式AMTEC单元,本文重点开展了3项关键部件制备技术的研发,即:AMTEC的TiN多孔薄膜电极制备技术;β″氧化铝固体电解质组件封接技术;吸液芯组件的制备及测试技术。通过对以上技术的研究与开发,初步验证了SMR-AMTEC系统的可行性。 展开更多
关键词 快堆 堆芯 热工水力 碱金属热电转换器 电极 吸液芯
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LOCA下小型抑压式安全壳内流动与传热现象初步研究 被引量:3
17
作者 陈耀峰 王升飞 +1 位作者 方圆 林盛盛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期402-409,共8页
将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体... 将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体混合物。按照从简到繁的研究方法,本文以没有相变的热空气作为工质进行数值模拟,研究气体在抑压系统中的流动传热特性。通过在Fluent中建模并得到不同工况下抑压系统内气体体积分数、温度和压力云图。计算结果表明,在抑压开始阶段,容器压力分布呈现层状结构;干湿井连通管出口存在明显压力振荡,改变破口气体流速和温度,振荡程度加剧。 展开更多
关键词 小型堆 抑压系统 安全壳 空气 数值模拟
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CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电非对称工况的三维瞬态热工水力特性数值模拟 被引量:1
18
作者 马翔凤 陆道纲 +5 位作者 梁江涛 符精品 刘一哲 杨军 郭忠孝 张钰浩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1234-1243,共10页
一台一回路泵停运叠加失厂外电事故下堆容器及堆内非对称三维热工水力特性对于池式快堆的设计与安全运行十分重要。池式钠冷快堆结构复杂,流动路径多,现有系统程序难以准确获得快堆非对称事故下的三维热工水力特征。本研究基于三维数值... 一台一回路泵停运叠加失厂外电事故下堆容器及堆内非对称三维热工水力特性对于池式快堆的设计与安全运行十分重要。池式钠冷快堆结构复杂,流动路径多,现有系统程序难以准确获得快堆非对称事故下的三维热工水力特征。本研究基于三维数值计算方法,建立CEFR冷热钠池全尺寸一体化模型,模拟了CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电这一典型非对称瞬态事故工况下的三维热工水力行为,特别是主泵惰转及返流的瞬态过程,揭示了钠池内三维非对称流场、温度分布及IHX进出口温度等关键热工参数的瞬态变化特性。计算结果表明,在事故前1500 s,冷却剂自停运环路IHX出口向上返流至热钠池并通过正常环路IHX出口进入冷钠池,正常环路IHX出口平均温度在600 s左右出现极大值约491.9℃,而停运环路IHX出口温度持续上升并逐渐与正常环路趋于一致。该计算结果可为该工况下反应堆安全评价及结构应力分析提供关键数值参考。 展开更多
关键词 CEFR一体化模型 主泵停运 失厂外电 非对称 三维数值模拟
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快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究 被引量:1
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作者 秦亥琦 陆道纲 +3 位作者 司宇 刘少华 唐甲璇 钟达文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1288-1295,共8页
工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管... 工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示:φ12.0 mm的少孔式管脚与φ6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。 展开更多
关键词 快堆燃料组件 少孔式管脚 水力实验
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基于ADS1~3缩比模型的双孔蒸汽喷放冷凝传热系统程序计算与实验验证 被引量:1
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作者 丰立 陆道纲 +5 位作者 符精品 刘丽芳 傅孝良 袁永龙 邱志民 张钰浩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第9期1559-1567,共9页
高温蒸汽在过冷水中喷放直接接触式冷凝是AP1000、CAP1400等三代先进压水堆一回路在事故超压情况下重要的降温降压途径。本文基于系统程序RELAP5、COSINE对饱和蒸汽通过双孔喷洒器喷入大容积过冷水中进行直接接触冷凝这一过程进行建模... 高温蒸汽在过冷水中喷放直接接触式冷凝是AP1000、CAP1400等三代先进压水堆一回路在事故超压情况下重要的降温降压途径。本文基于系统程序RELAP5、COSINE对饱和蒸汽通过双孔喷洒器喷入大容积过冷水中进行直接接触冷凝这一过程进行建模、计算、分析,获得高温蒸汽从喷口喷出后沿轴向的温度分布。同时开展蒸汽喷放冷凝可视化实验,采用热电偶矩阵和高速摄像机等对关键热工参数进行测量,以获得蒸汽汽羽的温度分布和喷放流型等,用于验证系统程序对蒸汽喷放冷凝过程模拟的准确性。结果表明,采用RELAP5程序基本能模拟简化条件下的ADS蒸汽喷放冷凝总体变化规律,模拟结果与实验结果相比平均误差为2.97%。此外,采用COSINE程序对喷放冷凝过程模型进行了进一步修正和改进,考虑水箱内整体流动对喷放特性的影响,模拟结果与实验结果吻合较好,平均误差为1.89%。但由于实际双孔喷放过程较为复杂,并且存在明显的三维特性,所以仍需对系统程序中相关冷凝传热模型进行完善,以更精确地模拟其局部冷凝特征。 展开更多
关键词 直接接触冷凝 双孔喷洒器 蒸汽喷放冷凝 RELAP5模拟 COSINE模拟
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