期刊文献+
共找到73篇文章
< 1 2 4 >
每页显示 20 50 100
Study on the long-term passive cooling extension of AP1000 reactor 被引量:2
1
作者 YE Cheng ZHENG Mingguang +1 位作者 WANG Yong QIU Zhongming 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2013年第4期68-74,共7页
The AP1000 with high safety is a generation III pressurized water reactor(PWR),its significant feature is passive safety system.However,its passive cooling can only maintain for 72 h and requires additional support fr... The AP1000 with high safety is a generation III pressurized water reactor(PWR),its significant feature is passive safety system.However,its passive cooling can only maintain for 72 h and requires additional support from inside or outside the plant.To solve this problem,this study utilized the WGOTHIC software to calculate and analyze the water inventory in the passive containment cooling water tank under different conditions.The results show that when the cooling water inventory is 6553.78 m3,the AP1000 nuclear power plants can achieve long-term,completely passive cooling without any inside or outside the plant.The same outcomes occur when 65-mm-thick containment wall increases the design pressure rating to 0.6 MPa at the cooling water inventory of 5673 m3.Also,the AP1000 shield building was accordingly improved.An ANSYS analysis of the structural stability of the shield building with a 6000 m3 cooling water inventory confirmed that the new design can meet the requirements of the seismic design and the safe residual heat removal requirements of a large-scale PWR. 展开更多
关键词 AP1000 压水反应堆 散热 ANSYS分析 冷却水箱 被动安全系统 抗震设计 结构稳定性
下载PDF
PCS内部换热器外低浓度氢气燃烧及其影响分析
2
作者 张东 丁铭 +2 位作者 邵晓宙 郝晓华 李龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1540-1547,共8页
为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明... 为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明了选用燃烧模型的正确。选取经验证的氢气燃烧模型对氢气浓度为8%、10%、12%分别进行分析,得到PCS内部换热器换热管表面的最高温度及最大压力分别为676 K与1.95 MPa,并利用得到的温度、压力载荷对PCS内部换热器进行应力分析,按照ASME规范第Ⅲ卷第1分卷NC分册、第1分篇附录进行应力评定校核,结果表明应力水平满足标准的要求。本文研究结果表明,在严重事故下安全壳内浓度为12%的氢气燃烧后不影响PCS内部换热器的安全使用。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 内部换热器 氢气燃烧 应力分析
下载PDF
非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究
3
作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页
为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性
下载PDF
非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究
4
作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页
拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况
下载PDF
ACP100非能动安全壳空气冷却系统换热性能模拟研究 被引量:3
5
作者 冯雨 刘卓 +4 位作者 李云屹 于明锐 王洪亮 韩旭 元一单 《核安全》 2023年第1期55-62,共8页
ACP100是中国核工业集团公司设计的模块化小型压水堆,非能动安全壳空气冷却系统(PAS)属于ACP100重要的专设安全设施之一,其在事故情况下的换热性能对ACP100的安全性能具有重要影响。本文采用ANSYS Fluent 19.0建立了PAS的CFD模型,研究... ACP100是中国核工业集团公司设计的模块化小型压水堆,非能动安全壳空气冷却系统(PAS)属于ACP100重要的专设安全设施之一,其在事故情况下的换热性能对ACP100的安全性能具有重要影响。本文采用ANSYS Fluent 19.0建立了PAS的CFD模型,研究了稳态事故工况条件下安全壳内壁面温度和空气相对湿度对PAS换热性能的影响。研究结果表明:在空气相对湿度为0%的条件下,安全壳内壁面温度从353.2 K升高至403.2 K,总换热功率增加1233.76 kW,安全壳内壁面温度对PAS换热性能有明显影响;在内壳内壁面温度为403.2 K的条件下,空气相对湿度从0%升高至100%,总换热功率增加46.51 kW,空气相对湿度对PAS的换热性能影响不显著。研究结果可以为PAS的设计和优化提供数据参考和支持,具有一定的工程实际意义。 展开更多
关键词 非能动安全壳空气冷却系统 换热性能 ANSYS Fluent 19.0 壁面温度 空气相对湿度
下载PDF
安全壳非能动热阱系统研究
6
作者 盛美玲 张欣 +1 位作者 梁潇 丘锦萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1928-1937,共10页
为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统... 为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。 展开更多
关键词 安全壳非能动热阱 非能动安全壳热量导出系统 设计基准事故
下载PDF
非能动安全壳空气冷却系统换热能力分析
7
作者 冯雨 王洪亮 +6 位作者 马屹松 李云屹 郭强 于明锐 刘卓 韩旭 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1162-1168,共7页
为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非... 为分析环境温度和安全壳外表面发射率对小型压水堆非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响,本文采用Ansys Fluent软件建立了非能动安全壳空气冷却系统的计算模型,分析了非能动安全壳空气冷却系统在事故后的稳态换热能力。结果表明:非能动安全壳空气冷却系统换热能力随环境温度的升高而降低,环境温度对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较明显;非能动安全壳空气冷却系统换热能力随安全壳外表面发射率的升高而升高,安全壳外表面发射率对非能动安全壳空气冷却系统换热能力影响较小。以上结果可以为非能动安全壳空气冷却系统在不同环境温度及安全壳外表面发射率发生变化后的换热能力提供基础数据,也可以为今后小型压水堆在环境温度较低的高纬度地区建设提供参考。 展开更多
关键词 环境温度 发射率 小型压水堆 非能动 安全壳 空气冷却 换热能力 Ansys Fluent 计算模型
下载PDF
极端气象条件对非能动安全壳空气冷却系统换热性能影响
8
作者 王洪亮 冯雨 +6 位作者 李云屹 马屹松 于明锐 刘卓 韩旭 郭强 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1169-1174,共6页
极端气象条件可能会导致模块化小型压水堆核电厂(ACP100)出现倾斜风或进风口堵塞情况,探究其对非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响意义重大。本文在风洞平台内搭建模块化小型压水堆核电厂小比例模型并采用ANSYS FLUENT对原厂模型... 极端气象条件可能会导致模块化小型压水堆核电厂(ACP100)出现倾斜风或进风口堵塞情况,探究其对非能动安全壳空气冷却系统换热能力的影响意义重大。本文在风洞平台内搭建模块化小型压水堆核电厂小比例模型并采用ANSYS FLUENT对原厂模型进行数值模拟。试验表明:各倾斜风条件下,环境风场对非能动安全壳空气冷却系统换热均是有利的;各进风口阻塞条件下,非能动安全壳空气冷却系统均可建立循环,无倒流或旁通现象;倾斜风、进风口阻塞耦合条件下,循环亦可建立。数值模拟表明:各倾斜风条件下,环境风场对非能动安全壳空气冷却系统换热均是有利的,换热增强11.3%~33.9%;各进风口阻塞条件下,非能动安全壳空气冷却系统换热最大削弱4.5%;而倾斜风、进风口阻塞耦合条件下,换热最大削弱7.7%。 展开更多
关键词 极端气象条件 模块化小型压水堆核电厂 倾斜风 阻塞 非能动安全壳空气冷却系统 小比例模型 数值模拟 换热
下载PDF
安全壳空气冷却系统单面加热对流换热特性研究
9
作者 刘嘉维 李栋梁 +1 位作者 张卫 郭泽华 《应用科技》 CAS 2023年第4期21-25,共5页
事故工况下,为将反应堆内的热量从钢制安全壳外表面传至外界环境,模块化小型压水堆核电厂“玲珑一号”(Advanced China PWR Linglong No.1,ACP100)设置了非能动安全壳空冷系统(passive containment air-cooling system,PAS)。单面加热... 事故工况下,为将反应堆内的热量从钢制安全壳外表面传至外界环境,模块化小型压水堆核电厂“玲珑一号”(Advanced China PWR Linglong No.1,ACP100)设置了非能动安全壳空冷系统(passive containment air-cooling system,PAS)。单面加热非能动自然循环机理研究是PAS的设计、运行基础,本文通过搭建干式平板加热实验台架,研究分析了不同通道宽度、倾斜角度对PAS换热能力的影响。结果表明:通道宽度减少、高度增加对PAS换热是有利的,自然对流换热能力随通道高宽比成正相关;自然对流换热能力随加热面与水平面倾斜角度的减小增强,当斜度小于15°时,自然对流换热能力提升明显。 展开更多
关键词 ACP100 安全壳空冷系统 非能动 单面加热 自然对流 平板试验 倾斜角度 通道宽度
下载PDF
全风冷式冷藏集装箱船开发关键技术
10
作者 卢晨 张华平 《船舶与海洋工程》 2023年第3期24-28,共5页
以某634 FEU全风冷式冷藏集装箱船为例,介绍该类细分船型的整体设计理念及船型特征。阐述该船在尺度参数及船舶能效设计指数(Energy Efficiency Design Index,EEDI)论证、冷藏箱货舱通风设计优化、电力系统设计优化和船体横舱壁结构设... 以某634 FEU全风冷式冷藏集装箱船为例,介绍该类细分船型的整体设计理念及船型特征。阐述该船在尺度参数及船舶能效设计指数(Energy Efficiency Design Index,EEDI)论证、冷藏箱货舱通风设计优化、电力系统设计优化和船体横舱壁结构设计优化等方面的关键技术,重点介绍采用“横向通风”设计的货舱满载风冷式生鲜冷藏箱的散热方案和计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)仿真预报结果,为同类型全风冷式冷藏集装箱船的开发设计提供参考。 展开更多
关键词 冷藏集装箱船 风冷式 货舱散热 横向通风
下载PDF
AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量:13
11
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页
本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多
关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序
下载PDF
AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量:13
12
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
下载PDF
非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析 被引量:14
13
作者 刘晓强 徐雪莲 +1 位作者 孟凡江 石秀强 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期74-78,共5页
安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能... 安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。 展开更多
关键词 涂层 无机锌 非能动核电站 安全壳 设计寿命
下载PDF
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
14
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
下载PDF
PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析 被引量:6
15
作者 石兴伟 雷蕾 +3 位作者 兰兵 胡健 乔雪冬 靖剑平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期75-79,共5页
钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆... 钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。 展开更多
关键词 非能动安全壳分析程序 非能动安全壳 双端剪切 蒸汽主管道破裂 液膜覆盖率
下载PDF
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
16
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
下载PDF
非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究 被引量:7
17
作者 黄代顺 蒋孝蔚 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期188-191,195,共5页
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建... 利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝 蒸发
下载PDF
基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估 被引量:2
18
作者 谭国成 匡波 +4 位作者 张中伟 倪超 任志豪 张世顺 林继铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期307-313,共7页
针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递... 针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 保温层参数 优化 非能动系统功能可靠性 不确定性传递
下载PDF
典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量:7
19
作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析
下载PDF
先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究 被引量:2
20
作者 冷贵君 余红星 +1 位作者 俞冀阳 贾宝山 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期59-65,共7页
对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端... 对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端断裂大破口失水事故工况下的安全壳压力和温度进行了计算分析。 展开更多
关键词 先进堆 非能动安全壳 瞬态分析 冷却系统 热工水力机理 压力 温度 失水事故 压水堆
下载PDF
上一页 1 2 4 下一页 到第
使用帮助 返回顶部