基于多孔介质方法的钠冷快堆冷却剂沸腾现象模拟

基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用于模拟钠冷快堆冷却剂沸腾的多孔介质分析方法,利用KNS-37失流实验L22工况数据进行了对比验证,并利用L29工况流量数据验证模型的适用性。结果表明,所建立的钠沸腾多孔介质分析方法可以较好地模拟钠冷快堆沸腾现象,预测沸腾发生时间在6.3 s左右,与实验相差0.2 s,温度和流量的总体变化趋势与实验数据吻合较好。

绕丝交混模型对钠冷快堆组件子通道分析的影响

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动,降低组件盒内温度分布的不均匀性,提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型,模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝交混模型对钠冷快堆组件盒内流动与传热模拟的影响,基于Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas流动压降模型,分别采用强迫横流模型以及带绕丝湍流交混模型建立了子通道分析方法,并与美国ORNL开展的FFM-2A实验数据以及其他子通道程序针对该实验的分析结果进行了对比验证。结果表明在低流量条件下两种模型均能较好模拟带绕丝组件的流动与传热情况;在高流量条件下使用强迫横流模型分析结果与实验符合较好,使用带绕丝湍流交混模型的分析结果高估了靠近中心通道的出口冷却剂温度。

聚变堆失真空事故下氚的大气扩散模拟研究

聚变反应堆发生失真空事故的情况下氚会泄漏到环境中,氚大气扩散模拟是聚变堆事故后果评价的重要内容。基于高斯烟团模型以及Pasquill稳定度分类方法,考虑重力沉降、烟气抬升、风速等因素的影响,建立了适用于事故下瞬态分析的大气扩散模型,在高斯烟团模型中加入修正了像源贡献的地面反射系数,提高了模型对于地面边界处干沉降的计算效果。选取加拿大氚气释放实验和美国萨凡那河工厂氚释放事故验证了所建立模型的准确性,模型的计算结果与HotSpot 3.0和UFOTRI软件的精度相当。选取国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的失真空事故作为研究对象,分析了氚的分阶段释放、风速以及释放高度对氚扩散分布的影响。结果表明:氚的分阶段释放会导致沿下风向出现两个高放射性区域;释放高度和风速的增加会强化氚在大气中的扩散行为,从而减弱放射性在近场的积聚。

微小通道内流动及气溶胶沉积特性实验研究

事故后气溶胶通过安全壳微小通道穿透会发生滞留现象,在不同载气流动状态下,主导沉积机制不同,会影响气溶胶的穿透率,因此需要研究微小通道内气溶胶的载气流动特性及气溶胶沉积特性。本文建立了微小通道气溶胶穿透与滞留实验装置,开展了雷诺数为40~3600的载气流动与气溶胶沉积实验研究。在雷诺数约为700时,微小通道内会发生层流转捩。层流流动下,在大突缩比的矩形微通道中,随着雷诺数的增大,入口碰撞效应减弱,穿透率增大;小突缩比薄壁毛细管微通道入口效应弱,随着雷诺数的增大,气溶胶几乎完全穿透。在雷诺数为800~3600的湍流流动下,气溶胶沉积主要处于涡流扩散-碰撞区及惯性主导区,受到湍流涡的影响气溶胶穿透率随雷诺数的增大而减小。

钠冷快堆组件冷却剂沸腾子通道分析方法研究

钠冷快堆发生超设计基准事故时,组件内冷却剂可能沸腾甚至干涸,准确预测其温度分布对钠冷快堆的安全评估具有重要意义。基于均相流模型构建守恒方程,采用Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas阻力模型等关系式,开发了适用于钠冷快堆两相流动模拟的子通道分析方法,与FFM-2A单相流动实验数据和KNS-37钠沸腾实验结果进行了对比验证,并与同类子通道分析程序的计算结果作比较,验证了方法的合理性。

不同流型下气溶胶水洗效果影响因素实验研究

在核电厂严重事故下,安全壳内混合气体通过喷射器注入到乏燃料水池中以降低安全壳超压失效的风险,同时减少放射性向环境的释放。本文建立了气溶胶水洗去除实验装置,研究水池对气溶胶的去除机制。开展了不同流型下通过喷射器的混合气体质量流率对气溶胶水洗净化系数(DF)的影响以及蒸汽冷凝对气溶胶去除效果的影响。结果表明:在注入流型为射流的情况下,由于射流注入区液滴拦截和惯性碰撞去除机制的增强,导致DF随着质量流率的增大而增大;在注入流型为气泡流的情况下,上升区气溶胶去除占主要作用,随着质量流率增大,气泡上升速度增快,导致气泡在水池内运动时间减少,DF降低。同时,在蒸汽存在的情况下,气溶胶去除效果明显增强,蒸汽冷凝是气溶胶去除的主要机制。

基于协议分析的邮件安全监控系统实现

研究并实现了一种基于协议分析的邮件安全监控系统,通过利用命令解码、会话重组、内容检查等协议分析技术,可以检测各种包含敏感信息的邮件以及针对邮件协议和邮件服务器的攻击。实际应用效果表明该系统部署方便、可扩展性强,具有很好的效率和准确率。

Anti-miR-155反义寡核苷酸对肺腺癌A549细胞增殖的影响

目的观察anti-miR-155反义寡核苷酸(AMOs)对肺腺癌A549细胞增殖的影响。方法 A549细胞分为对照组和AMOs处理组,采用AMOs抑制A549细胞内miR-155的活性,液闪计数仪测定[3H]-TdR掺入量,MTT法测定细胞增殖抑制率,流式细胞仪测定细胞周期。结果与对照组相比,AMOs显著减少A549细胞[3H]-TdR掺入量,随着浓度从10nmol/L逐渐增加至100nmol/L,A549细胞[3H]-TdR掺入量亦随之减少。MTT法测定细胞增殖抑制率结果显示,与对照组相比,AMOs显著抑制A549细胞的增殖。流式细胞术检测结果显示AMOs使G0/G1细胞比例显著增加,G2/M期细胞比例显著减少。结论采用AMOs抑制A549细胞内高水平表达miR-155的活性后,可显著抑制A549细胞的增殖。

Anti-miR-155反义寡核苷酸对人肺鳞癌H157细胞增殖的影响

目的:观察anti-miR-155反义寡核苷酸(AMOs)对肺鳞癌H157细胞增殖的影响。方法:将H157细胞分为对照组和AMOs处理组,AMOs处理组采用AMOs抑制H157细胞内miR-155的活性,液闪计数仪测定[3H]-TdR掺入量,MTT法测定细胞增殖抑制率,流式细胞仪测定细胞周期。结果:与对照组相比,AMOs显著减少H157细胞[3H]-TdR掺入量(P<0.01),随着浓度从10 nmol/L逐渐增加至于100 nmol/L,H157细胞[3H]-TdR掺入量亦随之减少(P<0.01);AMOs显著抑制H157细胞的增殖(P<0.01),使G0/G1细胞比例显著增加,G2/M期细胞比例显著减少(P<0.01)。结论:AMOs通过抑制H157细胞内高水平表达miR-155的活性,显著抑制H157细胞的增殖。

Anti-miR-155反义寡核苷酸对A549细胞Wee1表达的影响

目的观察anti-miR-155反义寡核苷酸(AMOs)对A549细胞Wee1表达的影响。方法采用特异性anti-miR-155反义寡核苷酸抑制A549细胞内成熟miR-155的活性,realtime quantitive RT-PCR测定Wee1mRNA表达量,Western blot测定Wee1蛋白和Phospho-cdc2(Tyr15)蛋白的表达量。结果 100nmol/L浓度的AMOs处理的A549细胞中Wee1mRNA表达量与对照组A549细胞中Wee1mRNA表达量相比无显著性差异(P>0.05);与对照组相比,100nmol/L浓度的AMOs处理的A549细胞Wee1蛋白和Phospho-cdc2(Tyr15)蛋白的表达量显著增加(P<0.05)。结论采用AMOs抑制A549细胞内高水平表达miR-155活性后,可显著增强Wee1蛋白的表达。

运行核电厂事故管理若干问题的探讨

本文就运行核电厂事故管理的必要性、实施原则及事故管理大纲等问题进行了探讨。本文认为,为了在超设计基准事故发展过程中进行事故管理,应制定和实施核电厂事故管理大纲,使事故管理所需要的所有物项都处在备用状态,以便需要时进行有效地事故管理。

核反应堆严重事故中燃料与冷却剂相互作用粗混合过程的数值模型验证

熔融燃料与冷却剂相互作用的粗混合过程是核反应堆严重事故机理研究中很重要的物理现象。在粗混合过程中,由于冷却剂的局部蒸发,高温燃料粒子或熔融燃料液滴被一层蒸汽膜包裹,形成了特殊的复合结构。但是在目前的数值模拟研究中,高温燃料粒子或熔融燃料液滴在冷却剂中的阻力系数大多数是采用Ishii的模型,并非针对此特殊复合结构开发的。作者基于此特殊复合结构开发出了一个新的阻力系数模型。通过应用Ishii的模型和新开发的模型分别模拟粗混合实验QUEOS以比较和验证新开发的阻力系数模型。结果表明,新开发的模型改善了粗混合阶段的数值模拟模型中的阻力系数与实验的差异。

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级，非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6～10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。

改进无线局域网的安全

现有的无线局域网(WLAN)基础设施都是支持IEEE802.11犤1犦或802.11b犤2犦标准的,但这些标准中所定义的加密和认证协议———WEP(WiredEquivalentPrivacy)协议存在着很多的安全漏洞,因此,论文在总结了WEP协议的各种安全漏洞之后,提出了两种弥补漏洞、提高WLAN安全性的方案:一种是在对现有WLAN基础设施改动很小的条件下,提出的临时改进方案,另一种是为了架设新的WLAN基础设施而提出的安全方案。

SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述

SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。