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SiC复合包壳在辐照后LOCA工况下的热力耦合行为及其影响机制研究
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作者 王金强 陈露宁 +4 位作者 卢志威 王诗槐 任啟森 薛佳祥 丁淑蓉 《力学季刊》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期625-637,共13页
碳化硅(SiC)复合包壳的热-力学性能和抗辐照性能较强,是一种优异的轻水堆事故容错燃料包壳,其结构完整性对反应堆安全运行至关重要.本文综合考虑各层材料的辐照效应,开展了SiC复合包壳在轻水反应堆稳态运行1146天后发生失水事故(Loss of... 碳化硅(SiC)复合包壳的热-力学性能和抗辐照性能较强,是一种优异的轻水堆事故容错燃料包壳,其结构完整性对反应堆安全运行至关重要.本文综合考虑各层材料的辐照效应,开展了SiC复合包壳在轻水反应堆稳态运行1146天后发生失水事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)期间的热-力耦合行为数值模拟,获得了CVD-SiC单质层的第一主应力分布和演化规律,并对应力演化的影响机制开展了分析.结果表明:LOCA期间内部CVD-SiC单质层的最大拉应力先迅速增加,后缓慢增加,存在开裂的风险;包壳外压降低是内部CVD-SiC单质层最大拉应力及复合材料层损伤因子快速增加的重要原因;内压随着温度的升高而增大,是内部CVD-SiC单质层最大拉应力及复合材料层损伤因子继续增加到峰值的原因;复合包壳管在稳态运行阶段存在较大的径向温差,由于LOCA初期温差的降低引起的热应力对内部CVD-SiC单质层的最大拉应力也产生了显著的影响,有望通过提高碳化硅纤维增强复合材料的热导率来降低复合包壳管的失效风险. 展开更多
关键词 失水事故 SiC复合包壳 热-力耦合 辐照效应 数值模拟
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Analysis of severe core damage accident progression for the heavy water reactor
2
作者 TONG Lili YUAN Kai YUAN Jingtian CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2010年第4期251-256,共6页
In this study,the severe accident progression analysis of generic Canadian deuterium uranium reactor 6 was preliminarily provided using an integrated severe accident analysis code.The selected accident sequences were ... In this study,the severe accident progression analysis of generic Canadian deuterium uranium reactor 6 was preliminarily provided using an integrated severe accident analysis code.The selected accident sequences were multiple steam generator tube rupture and large break loss-of-coolant accidents because these led to severe core damage with an assumed unavailability for several critical safety systems.The progressions of severe accident included a set of failed safety systems normally operated at full power,and initiative events led to primary heat transport system inventory blow-down or boil off.The core heat-up and melting,steam generator response,fuel channel and calandria vessel failure were analyzed.The results showed that the progression of a severe core damage accident induced by steam generator tube rupture or large break loss-of-coolant accidents in a CANDU reactor was slow due to heat sinks in the calandria vessel and vault. 展开更多
关键词 重水反应堆 损坏事故 蒸汽发生器 堆芯 CANDU堆 严重事故 热传输系统 事故分析
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核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究
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作者 张盼 潘昕怿 +1 位作者 王业辉 赵传奇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第4期898-905,共8页
为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及... 为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论:在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启(自动或安注信号产生后30 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动开启或安注信号产生后30 min手动开启)且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统(RNS)泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。 展开更多
关键词 概率安全分析 冷却剂丧失事故 成功准则
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上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究
4
作者 张熙司 李新宇 +3 位作者 霍兴凯 徐李 刘一哲 薛方元 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1866-1875,共10页
钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国... 钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 钠空泡反应性 微扰理论 MOX燃料 无保护失流事故 冷却剂沸腾
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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量:6
5
作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统
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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量:5
6
作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页
核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 loca 温度场 响应规律
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出口集管LLOCA始发严重事故分析 被引量:1
7
作者 袁凯 苑景田 +2 位作者 邵舸 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期233-237,共5页
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重... 采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭,使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效,慢化剂系统逐渐被加热,最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施,可以终止事故进程,使堆芯保持安全、稳定的状态。 展开更多
关键词 严重事故 出口集管 大破口失水事故 慢化剂注水
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秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析 被引量:4
8
作者 肖忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第6期511-514,共4页
介绍了秦山二期工程燃料组件在 LOCA和 SSE同时发生的情况下,燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。
关键词 燃料组件 失水事故 安全停堆地震 事故分析
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核安全级电缆耐LOCA工况能力的试验研究 被引量:2
9
作者 乌晓燕 钟志民 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期679-682,共4页
为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入... 为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况能力的影响。结果表明,不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异:在一定的加速老化速率及累积能量输入范围内,老化速率、累积能量输入对电缆A耐LOCA工况的影响不明显;而累积能量输入对电缆B耐LOCA工况能力的影响较明显。 展开更多
关键词 电缆 设备鉴定 绝缘电阻 失水事故
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SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析 被引量:1
10
作者 郭丁情 邓坚 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期88-91,101,共5页
针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响。结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯... 针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响。结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500 kg;破口位置对氢气的产生影响较小。 展开更多
关键词 SB-loca始发严重事故 氢气源项 敏感性分析
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反应堆系统LOCA非线性动力分析 被引量:4
11
作者 毛庆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期342-347,共6页
介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管道系统假想的失水事故(LOCA)发生时,系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法、非线性动力分析... 介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管道系统假想的失水事故(LOCA)发生时,系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法、非线性动力分析模型的建立和非线性动力分析方法,对于系统LOCA动力响应及其在设计中的应用也作了简要叙述。 展开更多
关键词 反应堆系统 失水事故 非线性 动力分析 大破口
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LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究 被引量:2
12
作者 武琦 刁均辉 +4 位作者 季松涛 何晓军 关玺彤 李凯 高永光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期658-663,共6页
环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了... 环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse-Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明:Bresse-Bryan公式计算结果除以安全系数m=2.5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5~1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。 展开更多
关键词 燃料包壳 冷却剂丧失事故 外压屈曲 环形燃料
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冷却速率对国产Zirlo合金LOCA后残余塑性的影响 被引量:5
13
作者 高阳 杨明馨 +1 位作者 胡勇 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1310-1316,共7页
失水事故(LOCA)中锆合金包壳会脆化,脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂,造成放射性产物泄漏。本文研究LOCA发生后,经1 200 ℃高温蒸汽氧化的国产Zirlo合金包壳管从 1 200 ℃冷却至800 ℃过程中,冷却速率分别约为400、13.3... 失水事故(LOCA)中锆合金包壳会脆化,脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂,造成放射性产物泄漏。本文研究LOCA发生后,经1 200 ℃高温蒸汽氧化的国产Zirlo合金包壳管从 1 200 ℃冷却至800 ℃过程中,冷却速率分别约为400、13.3、4和2 ℃/s时的残余塑性。结果表明:随冷却速率的降低,Zirlo合金的残余塑性增加。金相、EPMA等微观分析结果表明:随冷却速率的降低, prior-β相氧含量降低;Nb、Fe发生明显的重新排布,使得prior-β相针状组织晶粒细化。残余塑性的增加是上述两个因素共同作用的结果。 展开更多
关键词 锆合金 失水事故 残余塑性 prior-β相
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大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究 被引量:4
14
作者 余建辉 张经瑜 郑利民 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第9期76-80,共5页
ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数... ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数,采用了参数保守性确认分析的办法,以确定其保守的取值组合。然后,在此基础上执行对其它参数抽样的ASTRUM最佳估算。这种做法对于不同的事故工况或抽样工况得到的保守性参数取值组合可能不同,具有一定的偶然性,在固定这些参数保守组合的基础上再对其余参数抽样进行最佳估算,可能会导致ASTRUM计算结果出现一定程度的偏差。本文取消了原ASTRUM方法中参数保守性确认分析这一环节,通过开发自编的BE_SAMPLE抽样程序,对原参数保守性确认分析中的重要参数进行抽样,执行了全参数的抽样统计分析,并给出了优化结论,它可以为后续ASTRUM方法的优化和研究提供参考。 展开更多
关键词 大破口失水事故 最佳估算 ASTRUM
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LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究 被引量:1
15
作者 武琦 刁均辉 +3 位作者 季松涛 李凯 关玺彤 高永光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期498-503,共6页
为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和... 为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。 展开更多
关键词 燃料包壳 冷却剂丧失事故 鼓胀爆破 环形燃料
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LOCA条件下环境介质影响感应加热过程中锆合金内部温度场的有限元计算 被引量:1
16
作者 席航 谢东升 +3 位作者 张瑷月 康锐 吴璐 潘虎成 《重庆理工大学学报(自然科学)》 CAS 北大核心 2021年第2期121-129,共9页
基于COMSOL软件模拟计算了典型锆合金核材料在失水事故条件下经感应加热后的温升行为,重点考察了3种特殊的工况条件,即氩气环境、水蒸气环境和高温水蒸气环境。结果表明:金属块的体积内最高温度、体积平均温度、表面平均温度和表面中心... 基于COMSOL软件模拟计算了典型锆合金核材料在失水事故条件下经感应加热后的温升行为,重点考察了3种特殊的工况条件,即氩气环境、水蒸气环境和高温水蒸气环境。结果表明:金属块的体积内最高温度、体积平均温度、表面平均温度和表面中心点的温度差值逐次降低。相较于氩气条件,锆合金在水蒸气和高温水蒸气条件下加热至1 200℃时,金属块的体积内最高温度和表面中心点的温度差值将分别降低6.223℃和11.952℃;体积平均温度和表面中心点的温度差值将分别降低3.652℃和7.13℃;表面平均温度和表面中心点的温度差值分别降低3.162℃和6.161℃。即在高温水蒸气的环境下,金属块内外的温度分布最为均匀。相关结果将为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA事故下的应急措施提供理论依据。 展开更多
关键词 loca 环境介质 锆合金 感应加热
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风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究 被引量:3
17
作者 宋建阳 杨江 +3 位作者 刘井泉 刘萍萍 王婷 吕逸君 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1028-1033,共6页
随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(L... 随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(LBLOCA)分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度(PCT)裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法(DRM)对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35℃。 展开更多
关键词 风险指引 大破口失水事故 包壳峰值温度裕量
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LOCA下喷放水流对周围仪表仪器的影响分析
18
作者 顾培文 陶俊 +1 位作者 曹学武 佟立丽 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期39-42,共4页
在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周围的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果。本文以900 MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力。... 在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周围的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果。本文以900 MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力。分析结果表明,以激波作为分界线,在激波形成前的仪表仪器将受到强冲击力,而在激波形成后冲击力对仪表仪器的影响可以忽略。 展开更多
关键词 冷却剂流失事故 一维喷放模型 激波
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LOCA下喷放参数对冷却剂喷放特性影响数值研究 被引量:2
19
作者 柯炳正 高璞珍 +3 位作者 王博 陈博文 温济铭 田瑞峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1858-1865,共8页
冷却剂喷放过程是失水事故(LOCA)的重要过程之一,研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程有着重要意义。本文利用FLUNET软件建立冷却剂喷放数值计算模型,并对其进行验证。利用模型研究喷口直径、... 冷却剂喷放过程是失水事故(LOCA)的重要过程之一,研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程有着重要意义。本文利用FLUNET软件建立冷却剂喷放数值计算模型,并对其进行验证。利用模型研究喷口直径、喷放距离和喷放压力等喷放参数对计算域内流场温度、液滴速度和蒸汽流速等特性的影响。研究结果表明:喷口直径的提高使得喷放参数均有提高;随喷放距离的增大,流场温度和液滴速度先上升后下降,而蒸汽流速先上升后趋于平稳;喷放压力越大,喷放参数的最大值离喷放出口越远,液滴速度和蒸汽流速的最大值随喷放压力的增大逐渐上升,而流场温度最大值没有变化。 展开更多
关键词 失水事故 冷却剂喷放 闪蒸 临界流动 数值计算
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典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发
20
作者 熊青文 黄涛 +5 位作者 苟军利 杜鹏 邓坚 袁鹏 周佳樾 胡文桢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1188-1195,共8页
现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口... 现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口失水事故(SBLOCA)。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出(FOM)具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。 展开更多
关键词 敏感性分析 参数重要度 小破口失水事故 现象识别排序表
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