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严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析 被引量:3
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作者 金越 刘晓晶 +1 位作者 程旭 陈薇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期116-124,共9页
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了... 通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。 展开更多
关键词 严重事故 瞬态分析 堆芯熔毁 熔池形成 ivr-ervc
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非能动IVR-ERVC试验装置的流动特性初步研究 被引量:4
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作者 唐超力 匡波 +2 位作者 刘鹏飞 朱晨 王凡 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期59-66,共8页
本文采用RELAP5/MOD3对全高度非能动的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)一维传热与流动特性试验装置REPEC-II,进行了装置流道流动特性的预测计算,并结合REPEC-II的部分工况的试验结果,初步分析了ERVC流道的自然... 本文采用RELAP5/MOD3对全高度非能动的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)一维传热与流动特性试验装置REPEC-II,进行了装置流道流动特性的预测计算,并结合REPEC-II的部分工况的试验结果,初步分析了ERVC流道的自然循环能力与循环流动特性。计算结果与实测数据之间一致性较好;可视化观测与计算、实测结果之间互相印证,揭示了部分流道流动及不稳定性机理特征;运用模拟与预测计算还可进一步研究装置的流道流动特性,并用于后续试验与应用的规划与优化。 展开更多
关键词 ivr-ervc 流道流动特性 工程验证试验 RELAP5
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大功率压水堆严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响
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作者 陈海英 孙洪平 +2 位作者 兰兵 史强 刘福东 《工业安全与环保》 2019年第1期51-54,共4页
以大功率非能动压水堆为研究对象,采用MAAP程序研究RCS热管段5 cm小破口始发严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响。结果表明,启动ERVC时安全壳内的Cs I质量份额约0. 29,释放到环境中的惰性气体和Cs I质量份额分别为0. 001 3,1. 95&#... 以大功率非能动压水堆为研究对象,采用MAAP程序研究RCS热管段5 cm小破口始发严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响。结果表明,启动ERVC时安全壳内的Cs I质量份额约0. 29,释放到环境中的惰性气体和Cs I质量份额分别为0. 001 3,1. 95×10^(-5),不启动ERVC时安全壳内的Cs I质量份额约为0. 38,释放到环境中的惰性气体和Cs I质量份额分别为0. 94,2. 95×10^(-2)。大功率非能动压水堆严重事故后启动ERVC,能有效地将熔融物滞留在压力容器内,保持压力容器的完整,降低事故后惰性气体和Cs I向环境的释放量。 展开更多
关键词 严重事故 MAAP ivr-ervc 大功率压水堆 裂变产物
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纳米流体对倾斜朝下加热面沸腾换热特性的影响 被引量:1
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作者 朱晨 匡波 +3 位作者 孙伟 范云良 张志 唐超力 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期268-272,共5页
本文通过在工质中加热不同纳米颗粒进行倾斜朝下表面的池沸腾实验来研究纳米材料改善沸腾传热的特性。常压下,倾斜角为0°、15°、30°时,在去离子水,体积浓度为0.01%、0.02%、0.05%的Al2O3纳米流体,体积浓度为0.001%、0.0... 本文通过在工质中加热不同纳米颗粒进行倾斜朝下表面的池沸腾实验来研究纳米材料改善沸腾传热的特性。常压下,倾斜角为0°、15°、30°时,在去离子水,体积浓度为0.01%、0.02%、0.05%的Al2O3纳米流体,体积浓度为0.001%、0.005%、0.01%的Cu-20纳米流体,体积浓度为0.01%的Cu-100纳米流体的工况下进行池沸腾试验。同时利用高速摄像设备对气泡的运动进行图像采集,结合试验结果对纳米流体影响沸腾传热的特性进行研究。研究表明:相较于去离子水,Al2O3纳米流体的换热系数增加了23.1%,而Cu-20纳米流体的换热系数增加了42.5%,Cu-100纳米流体的换热系数增加了92.9%;对于Cu-20纳米流体,体积浓度变大,换热系数增加。 展开更多
关键词 ivr-ervc 倾斜朝下加热面 纳米流体 沸腾换热
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熔融物堆内滞留条件下压力容器变形 被引量:8
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作者 温爽 李铁萍 +1 位作者 李聪新 高新力 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第10期76-81,共6页
熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Re... 熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却 临界热流密度 外部冷却通道 CRITICAL HEAT FLUX (CHF)
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大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究 被引量:5
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作者 鲍晗 金越 +1 位作者 刘晓晶 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页
熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺... 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 大功率先进压水堆 集总参数模型 自然对流换热
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超蒸发表面结构应用于ERVC增强的初步实验研究
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作者 徐辉 匡波 +2 位作者 刘鹏飞 唐琪 王凡 《应用科技》 CAS 2019年第3期110-115,共6页
为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC),使下封头(RPV)的热负荷分布不超过临界热通量(CHF)。通过在模拟ERVC条件的自然循环回路上,开展光滑面和... 为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC),使下封头(RPV)的热负荷分布不超过临界热通量(CHF)。通过在模拟ERVC条件的自然循环回路上,开展光滑面和开槽面在朝下倾斜表面方位角为7.5°、37.5°、67.5°和82.5°的沸腾传热与CHF的对比实验,发现在ERVC的低流速过冷沸腾条件下,由于超蒸发效应,开槽面上沸腾换热显著增强,CHF得到明显提高,从而初步验证了其应用于增强ERVC热负荷有效性的可行性。 展开更多
关键词 ivr-ervc 开槽面 超蒸发效应 沸腾换热 临界热通量 严重事故 RPV 缓解措施
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