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小型反应堆环形燃料组件设计及应用研究
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作者 季松涛 何晓军 +6 位作者 邹远方 潘翠杰 史晓磊 刁均辉 胡立强 史宝磊 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1057-1065,共9页
小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于... 小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势,符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案,并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计;通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析,论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明,环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。 展开更多
关键词 环形燃料 小堆 堆芯物理 热工水力 安全分析
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环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究 被引量:1
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作者 胡立强 田子豪 +1 位作者 季松涛 何晓军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期104-110,共7页
环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯,通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性,对环形燃料与原堆芯燃料之间的横... 环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯,通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性,对环形燃料与原堆芯燃料之间的横向流动进行了评价。结果表明,当环形燃料与原堆芯燃料轴向各处阻力一致时,原堆芯燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于0.8%,环形燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于1.8%,混合堆芯各格架段无显著横向流动。 展开更多
关键词 环形燃料 混合堆芯 横向流动特性 计算流体力学
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压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究 被引量:22
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作者 季松涛 何晓军 +3 位作者 张爱民 张毅 刁均辉 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1232-1236,共5页
环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%~50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念... 环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%~50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。 展开更多
关键词 环形燃料 基础研究 综合性能
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压水堆环形燃料组件研发进展 被引量:13
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作者 季松涛 韩智杰 +1 位作者 何晓军 李卓群 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期240-245,共6页
与传统棒状燃料相比,环形燃料元件具有两个冷却表面,传热面积-体积比增加,芯块导热路径减小,能大幅降低燃料峰值温度,可在保持充分安全裕度的条件下,有效提升反应堆功率密度。本文简要总结了美国、韩国等国家环形燃料技术发展状态,介绍... 与传统棒状燃料相比,环形燃料元件具有两个冷却表面,传热面积-体积比增加,芯块导热路径减小,能大幅降低燃料峰值温度,可在保持充分安全裕度的条件下,有效提升反应堆功率密度。本文简要总结了美国、韩国等国家环形燃料技术发展状态,介绍了我国正在开展的环形燃料设计、设计验证和制造技术等方面的研发进展,展望了环形燃料的应用前景。 展开更多
关键词 双面冷却 环形燃料 研发进展
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秦山核电厂小破口失水加全厂断电事故序列的堆芯早期破坏过程分析 被引量:7
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作者 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第z1期82-85,共4页
建立了秦山核电厂ICARE2V2mod2 3程序计算模型 ,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯早期失效过程。分析结果表明 :堆芯从 4 560s开始破坏。由于堆芯的冷却条件很差 ,使得整个的堆芯早期失效过程相对较快。ICARE2程序对早期破坏过程... 建立了秦山核电厂ICARE2V2mod2 3程序计算模型 ,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯早期失效过程。分析结果表明 :堆芯从 4 560s开始破坏。由于堆芯的冷却条件很差 ,使得整个的堆芯早期失效过程相对较快。ICARE2程序对早期破坏过程分析的有效时间只持续了约790 0s。 展开更多
关键词 核电厂 严重事故 堆芯破坏
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用ICARE2程序模拟秦山核电厂熔渣床的形成 被引量:1
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作者 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第z1期16-18,41,共4页
以小破口失水加全厂断电事故为例,用ICARE2V3mod1.3程序分析严重事故早期压力壳内堆芯的破坏以及熔渣床的形成过程。分析结果表明:堆芯部件从4832s开始损坏后逐渐形成熔渣,并可清晰显示熔渣床的形成过程;在事故发生10000s后,总共形成约3... 以小破口失水加全厂断电事故为例,用ICARE2V3mod1.3程序分析严重事故早期压力壳内堆芯的破坏以及熔渣床的形成过程。分析结果表明:堆芯部件从4832s开始损坏后逐渐形成熔渣,并可清晰显示熔渣床的形成过程;在事故发生10000s后,总共形成约30000kg固态熔渣和10000kg液态熔渣。由于堆芯的冷却条件差,使得整个堆芯的损坏进程很快。 展开更多
关键词 核电厂 严重事故 熔渣床
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核电站燃料棒破损在线探测系统研制 被引量:15
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作者 陈彭 张应超 +1 位作者 季松涛 高永光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第B07期131-135,共5页
采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足。本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃... 采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足。本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃料破损性状分析程序FUDAC1计算出燃料棒的破损根数等参数,给出在线探测报告。 展开更多
关键词 燃料棒 在线 破损 探测
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严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究 被引量:9
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作者 孙雪霆 陈林林 +3 位作者 史晓磊 肖增光 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期73-78,共6页
基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快... 基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却 严重事故 气溶胶 扩散泳 水蒸气凝结
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非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析 被引量:11
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作者 孙雪霆 陈林林 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2219-2223,共5页
采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高... 采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。 展开更多
关键词 严重事故 非能动安全壳冷却 气溶胶沉积 扩散泳
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流量分配比对环形燃料芯块传热特性影响数值模拟研究 被引量:7
10
作者 胡立强 季松涛 +1 位作者 杨立新 何晓军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期647-653,共7页
环形燃料具有两条冷却通道,外通道与内通道的冷却水流量分配比(φ)的变化可能会对芯块传热特性产生影响。本文建立了环形燃料单棒流固耦合CFD计算模型,在4种不同的流量分配比工况下,通过计算3个反映芯块传热特性的评价指标,研究了流量... 环形燃料具有两条冷却通道,外通道与内通道的冷却水流量分配比(φ)的变化可能会对芯块传热特性产生影响。本文建立了环形燃料单棒流固耦合CFD计算模型,在4种不同的流量分配比工况下,通过计算3个反映芯块传热特性的评价指标,研究了流量分配比变化对环形燃料芯块传热特性的影响。由分析计算结果可知,流量分配比变化不会对有间隙结构的环形燃料的芯块传热特性产生显著影响。 展开更多
关键词 环形燃料棒 流量分配比 传热特性 CFD
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安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究 被引量:7
11
作者 陈林林 孙雪霆 +3 位作者 魏严凇 史晓磊 肖增光 季松涛 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期45-49,共5页
核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果... 核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果与GRACE试验及理论计算的结果相符,验证了试验方法的可靠性。 展开更多
关键词 严重事故 气溶胶 扩散泳 试验方法
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秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究 被引量:8
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作者 樊申 张应超 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期553-558,共6页
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
关键词 严重事故 全厂断电 放射性裂变产物 源项
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压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究 被引量:7
13
作者 刁均辉 季松涛 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1374-1379,共6页
以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参... 以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。 展开更多
关键词 压水堆 环形燃料 热工水力 最佳排列方式
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CARR控制棒驱动机构堆外调试试验 被引量:4
14
作者 张应超 高永光 +4 位作者 张明葵 康亚伦 季松涛 黄道立 马明武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1380-1382,共3页
中国先进研究堆(CARR)控制棒由磁力驱动。为进行CARR控制棒堆外调试试验,建造了模拟CARR热工水力条件的试验回路。试验中发现驱动机构存在一些问题,提出改进建议,得到CARR工程部和设计者认可。对驱动机构进行了一些改进,试验测量了线圈... 中国先进研究堆(CARR)控制棒由磁力驱动。为进行CARR控制棒堆外调试试验,建造了模拟CARR热工水力条件的试验回路。试验中发现驱动机构存在一些问题,提出改进建议,得到CARR工程部和设计者认可。对驱动机构进行了一些改进,试验测量了线圈温度、落棒时间、极限流量和极限载荷等重要参数,试验证明经改进的控制棒驱动机构达到了设计要求。 展开更多
关键词 研究堆 控制棒驱动机构 控制棒驱动线
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用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故 被引量:4
15
作者 张应超 季松涛 +2 位作者 魏严凇 史晓磊 许倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期440-445,共6页
利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了... 利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。 展开更多
关键词 MELCOR 乏燃料 乏燃料水池 严重事故
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秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究 被引量:6
16
作者 张毅 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期463-466,共4页
环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研... 环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。 展开更多
关键词 环形燃料 核电站 事故分析 大破口失水事故
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环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证 被引量:7
17
作者 刁均辉 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1051-1056,共6页
本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。
关键词 环形燃料 热工水力 子通道分析
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环形燃料流量分配比范围研究 被引量:5
18
作者 胡立强 季松涛 +1 位作者 杨立新 何晓军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期385-390,共6页
针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学(CFD)方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比(φ)的取值范围进行了研究。计算结果表明:内外包壳温差... 针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学(CFD)方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比(φ)的取值范围进行了研究。计算结果表明:内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小;当φ≤0.72时,外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变;0.86≤φ≤1时,包壳内部温度变化均匀,无温度陡变现象,且内外包壳温差小于8℃,内外通道出口冷却水温差小于10℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性,确定了φ的取值范围为0.86~1。 展开更多
关键词 环形燃料 流量分配比 CFD方法
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严重事故下气溶胶再悬浮的ECART模型分析 被引量:2
19
作者 孙雪霆 季松涛 +2 位作者 陈林林 史晓磊 魏严凇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第9期1673-1678,共6页
利用中国原子能科学研究院开发的CABSA程序气溶胶再悬浮模块中的ECART模型,对STORM项目的SR11试验进行计算,分析了核电厂严重事故下的气溶胶再悬浮特性。结果表明:气溶胶所受各种力均随直径的增大而增大,其中使气溶胶悬浮的拖曳力和爆... 利用中国原子能科学研究院开发的CABSA程序气溶胶再悬浮模块中的ECART模型,对STORM项目的SR11试验进行计算,分析了核电厂严重事故下的气溶胶再悬浮特性。结果表明:气溶胶所受各种力均随直径的增大而增大,其中使气溶胶悬浮的拖曳力和爆发力比使气溶胶附着在结构表面的黏着力和重力增长更快;直径大的气溶胶悬浮率更大;结构表面流体速度能够影响拖曳力和爆发力,速度增大会提高拖曳力和爆发力,最终导致悬浮率增加。利用该特点,可通过降低结构表面流速降低拖曳力和爆发力,从而减小悬浮率,最终减小裂变产物向空间的重新释放。 展开更多
关键词 严重事故 气溶胶 再悬浮 CABSA程序 ECART模型
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基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法 被引量:3
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作者 史晓磊 许倩 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期111-114,共4页
严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及... 严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。 展开更多
关键词 MELCOR ORIGEN2 MCNP 安全壳剂量率
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