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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
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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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Analysis and Optimization of Unsteady Flow in a Double-Suction Centrifugal Pump for a Cooling-Water Supply System in a Nuclear Reactor
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作者 YAN Hao SU Xiaozhen +2 位作者 SHI Haixia CHENG Maosheng LI Yunqing 《Journal of Thermal Science》 SCIE EI CAS CSCD 2020年第6期1606-1616,共11页
The management of a cooling-water supply system in a nuclear reactor is performed by valve and reactor coolant pump(RCP)control,which regulates both the pressure and the discharge between certain limits.However,the RC... The management of a cooling-water supply system in a nuclear reactor is performed by valve and reactor coolant pump(RCP)control,which regulates both the pressure and the discharge between certain limits.However,the RCP has a significant unsteady flow when operating at different conditions.The unsteady pressure pulsation and radial force vector are difficult to calculate because these are affected by the transient properties of the unsteady flow.This study explores the use of a commercial Computational Fluid Dynamics(CFD)code to comprehensively estimate the unsteady flow of the RCP.The full 3D-URANS equations were solved for different flow rates,and some optimised cases for the unsteady flow were proposed.The results showed that the numerical predictions were validated with the experimental data of a model pump.The code was used to estimate the velocity streamlines,pressure pulsation and radial force vector in the steady and transient conditions.The flow rates were not equal for the inner and outer passage in the double volute casing.Additionally,the pulsation of the pressure and radial force was effectively reduced by optimising the staggered angleα.An optimal case was observed whenα=30°. 展开更多
关键词 unsteady flow reactor coolant pump(RCP) radial force pressure pulsation
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基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价 被引量:8
3
作者 陈玉宙 杨春生 +3 位作者 张曙明 赵民富 杜开文 毕可明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期485-490,共6页
以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为:进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明:在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率... 以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为:进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明:在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。 展开更多
关键词 临界流 壅塞流动 热力非平衡 反应堆安全 破口事故
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AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析 被引量:2
4
作者 靖剑平 张春明 +2 位作者 孙微 安婕铷 贾斌 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页
AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对... AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LofTRAN程序
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多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析 被引量:4
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作者 刘建阁 彭敏俊 蒋立国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页
为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用... 为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。 展开更多
关键词 一体化轻水堆 破口事故 失流事故 安全分析
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超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
6
作者 罗峰 周涛 +2 位作者 程万旭 苏子威 陈娟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第4期100-105,共6页
以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆... 以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。 展开更多
关键词 超临界水冷堆 部分丧失给水 敏感性 瞬态 最高包壳温度
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中国超临界水堆完全失流事故分析
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作者 张丹 鲁剑超 +1 位作者 刘松涛 单建强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期83-86,共4页
中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1... 中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1000冷却剂系统(RCS)和相关安全系统建模,分析CSR1000在完全失流事故下的堆芯热工-水力学性能。分析表明,在失流事故短期阶段,高压给水箱可缓解事故;长期阶段,非能动余热排出系统(PRHR)的投入能使堆芯维持在安全状态。 展开更多
关键词 中国超临界水堆 完全失流 APROS 非能动
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低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究
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作者 博金海 姜胜耀 +1 位作者 张佑杰 贾海军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第6期515-518,545,共5页
在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象,揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环... 在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象,揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律,同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化,这些变化又反过来对各参数产生影响,使循环流量和传热情况发生周期性变化。 展开更多
关键词 5MW低温堆 小破口失水事故 流动振荡实验
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核主泵密封间隙对轴向力影响的敏感度分析 被引量:2
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作者 韩宝华 黎义斌 +1 位作者 王秀勇 杨由超 《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2019年第8期662-667,共6页
为了揭示密封间隙几何参数对核主泵轴向力的影响规律,基于DDES湍流模型,对不同几何参数组合的核主泵密封间隙进行了数值分析,研究了后密封间隙和长度对核主泵轴向力的影响,获得了额定工况下若干几何参数对核主泵轴向力的定量关系.结果表... 为了揭示密封间隙几何参数对核主泵轴向力的影响规律,基于DDES湍流模型,对不同几何参数组合的核主泵密封间隙进行了数值分析,研究了后密封间隙和长度对核主泵轴向力的影响,获得了额定工况下若干几何参数对核主泵轴向力的定量关系.结果表明:叶轮后盖板外侧轴向力分量F4对后密封间隙和后密封间隙长度敏感度较为显著,而后盖板外侧轴向力分量F4跟流入后泵腔流体的上限压力值密切相关.随着后密封间隙值的增大,流体流经间隙的水力损失逐步减小,流出间隙液流在后泵腔中的压力上限值逐步增大,因此其作用于后盖板压力增大,使总的轴向力在不断增大,即密封间隙对轴向力的敏感度降低,密封间隙在0.3~0.6mm时,密封间隙对轴向力影响较为显著.而随着密封间隙长度增加,流体经间隙的水力损失增加,流出间隙流体在后泵腔中的压力上限值减小,因此其作用于后盖板的压力减小,总轴向力减小,即密封间隙对轴向力影响的敏感度增强. 展开更多
关键词 核主泵 密封间隙 间隙流动 轴向力 数值分析
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基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析 被引量:2
10
作者 王可 蔡杰进 +3 位作者 任志豪 朱元兵 王婷 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期581-587,共7页
CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用G... CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR).结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的. 展开更多
关键词 全失流事故 系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计
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CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析 被引量:1
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作者 胡泊 郭斯茂 +3 位作者 王冠博 钱达志 郭玉川 余恒 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第9期102-107,共6页
基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故... 基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。 展开更多
关键词 高温高压辐照考验回路 失水事故 失流事故 中国绵阳研究堆
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液体悬浮式非能动停堆组件落棒分析程序的试验验证 被引量:2
12
作者 袁浩然 匡波 +2 位作者 刘鹏飞 王欣 黎闫 《应用科技》 CAS 2019年第6期79-84,共6页
基于快堆液体悬浮式非能动停堆组件的落棒原理,结合非能动组件流道结构的阻力特性试验修正,建立非能动棒落棒的水力-动力学分析模型,开发相应的落棒计算分析程序。通过全尺寸组件落棒试验,采用可视化观测与数字图像处理技术,得到试验落... 基于快堆液体悬浮式非能动停堆组件的落棒原理,结合非能动组件流道结构的阻力特性试验修正,建立非能动棒落棒的水力-动力学分析模型,开发相应的落棒计算分析程序。通过全尺寸组件落棒试验,采用可视化观测与数字图像处理技术,得到试验落棒曲线。结果表明,程序落棒计算与实测结果符合较好,验证了落棒模型与程序。通过程序的建立与试验验证,为液体悬浮式非能动停堆组件的设计提供参考。 展开更多
关键词 快堆 无保护失流 液体悬浮式非能动停堆组件 水力推力 水力-运动特性 落棒计算程序 数字图像处理 落棒试验验证
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失水事故工况下主泵全特性数值分析 被引量:7
13
作者 付强 龙云 +2 位作者 朱荣生 袁寿其 习毅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期121-126,共6页
为研究核反应堆主冷却剂泵在失水事故工况下的全特性,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件(CFX)对核主泵全特性进行数值模拟计算,分析核反应堆主冷... 为研究核反应堆主冷却剂泵在失水事故工况下的全特性,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件(CFX)对核主泵全特性进行数值模拟计算,分析核反应堆主冷却剂泵的全特性曲线,并解释小流量出现驼峰现象的原因。结果表明:叶轮所受的扭矩主要来自于叶片所受的扭矩,前后盖板所受的扭矩对叶轮的影响很小。叶片所受的扭矩和轴向力的变化趋势和流量-扬程曲线变化规律有一定的相似性,三者之间可能有密切关系。 展开更多
关键词 核反应堆冷却剂泵 全特性 小流量驼峰 数值模拟
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核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性
14
作者 博金海 张佑杰 +1 位作者 王飞 姜胜耀 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第5期22-24,共3页
为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程,在5MW核供热堆热工水力模拟回路HRTL-5上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的5%或20%。实验结果表明,在自然... 为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程,在5MW核供热堆热工水力模拟回路HRTL-5上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的5%或20%。实验结果表明,在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡,这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果,是由于两相流体密度发生变化引起的。 展开更多
关键词 供热堆 失水事故 自然循环 断流 安全
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上空腔破口失水时的压力衰减过程和失水量
15
作者 博金海 张佑杰 姜胜耀 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期14-16,共3页
在5MW核供热反应堆的模拟实验台架HRTL-5上进行了上空腔破口失水事故实验研究,给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面积、系统内水汽质量、二回路运行状态和加热功率等因素对系统内压力变化速度的影响... 在5MW核供热反应堆的模拟实验台架HRTL-5上进行了上空腔破口失水事故实验研究,给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面积、系统内水汽质量、二回路运行状态和加热功率等因素对系统内压力变化速度的影响。对于具有一定压力处于饱和状态的汽水两相分离系统的破口失水过程,采用准稳态假设进行了分析,建立起基本关系式,导出了系统内压力和水量变化的表达式。对于核供热反应堆和其他类似系统的安全分析提供了一个简捷有效的分析工具。 展开更多
关键词 失水事故 压力衰减 失水量
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