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Experimental Investigation on Fuel Coolant Interaction Using Simulant Ceramic Melts in Water: Insights and Conclusions
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作者 Nitendra Singh Arun K. Nayak Parimal P. Kulkarni 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2020年第4期139-157,共19页
Steam explosion is one of the crucial and poorly understood phenomena which may occur during severe accident scenario and may lead to containment failure. In spite of several experimental and analytical studies, the r... Steam explosion is one of the crucial and poorly understood phenomena which may occur during severe accident scenario and may lead to containment failure. In spite of several experimental and analytical studies, the root cause of steam explosion has not been understood. Recent claims in the literature suggest that the presence of fine fragmentation during steam explosion causes its occurrence. In order to investigate this and understand the root cause of steam explosion, series of experiments were performed with 50 g to 2500 g of CaO-B<sub>2</sub>O<sub>3</sub>, a corium simulant in 4.5 litre of water. It was observed that steam explosion may occur even in the absence of fine fragments, which is contrary to the claims in the literature. To investigate further, conversion efficiency analysis was performed. This suggested that the amount of thermal energy converted to mechanical energy is more important deciding factor in explaining the occurrence of steam explosion. The present study discusses the importance of conversion efficiency in deciding steam explosion and also gives a new perspective to look at steam explosion phenomenology. 展开更多
关键词 Severe Accident core Catcher Steam Explosion Fuel coolant Interaction FRAGMENTATION
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压水堆堆芯中子通量监测系统对比研究 被引量:2
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作者 陈彦发 李袁鹏 +4 位作者 徐东 陈亮 高鸣 李亮 黄伟杰 《仪器仪表用户》 2023年第9期91-94,14,共5页
压水堆堆芯中子通量监测系统主要用于实现对反应堆堆芯的中子通量密度、冷却剂温度及液位的实时在线监测,对核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。通过介绍目前国内压水堆核电站主要堆型中堆芯中子通量监测系统的应用情况,对比分析... 压水堆堆芯中子通量监测系统主要用于实现对反应堆堆芯的中子通量密度、冷却剂温度及液位的实时在线监测,对核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。通过介绍目前国内压水堆核电站主要堆型中堆芯中子通量监测系统的应用情况,对比分析了该系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。 展开更多
关键词 中子通量监测系统 堆芯 中子通量密度 冷却剂温度 压水堆核电站
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“华龙一号”堆芯液位探测器功能试验方法优化设计
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作者 徐海玲 周星杰 +2 位作者 崔聪 邓森 黄伟杰 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2023年第2期250-255,共6页
针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热... 针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热功率和降水位速度等方法,对功能试验的方法与试验装置进行改进设计,最终消除了功能试验中的跟踪曲线异常抖动现象。 展开更多
关键词 堆芯冷却剂液位探测器 “华龙一号” 功能试验 核安全
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堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响
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作者 林萍 杨森皓 +3 位作者 陈旭鹏 银建中 韩志远 谢国山 《压力容器》 北大核心 2023年第5期34-43,共10页
研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变... 研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定RPV环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果,并与1 MW/m 3堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,RPV内壁应力也有16.02%的增幅,应力强度因子有30.1%的增幅。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 堆芯衰变热 小破口失水事故 承压热冲击
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压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析 被引量:4
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作者 林根仙 孙云 +1 位作者 刘灿帅 宋利君 《热力发电》 CAS 北大核心 2020年第6期122-127,共6页
压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站... 压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从"碱性-还原"到"酸性-氧化",再到"碱性-还原"的循环过程中,110mAg形态会从原子态Ag^0变成离子态Ag^+,再变成Ag^0纳米胶体;过滤+离子交换工艺对110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低,而过滤+离子交换+吸附工艺对110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 堆芯冷却剂 110mAg形态 放射性 核素 脱除
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堆芯冷却剂流量下降DNBR计算 被引量:2
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作者 郝老迷 谢晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期422-425,共4页
四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。
关键词 堆芯 冷却剂流量 热流密度 DNBR
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堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟 被引量:5
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作者 张小英 姚婷婷 +1 位作者 李志威 黄凯 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期91-96,共6页
研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模... 研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。 展开更多
关键词 反应堆 冷却剂丧失 堆芯熔融物 压力容器 壁面烧蚀
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秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究 被引量:4
8
作者 许以全 车济尧 +1 位作者 苏云 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第6期546-549,共4页
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行... 采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。 展开更多
关键词 秦山一期核电站 小破口冷却剂流失 严重事故管理 缓解措施
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基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 被引量:2
9
作者 黄涛 蔡琦 赵新文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期142-145,共4页
应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图,并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明:在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大,而GO... 应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图,并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明:在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大,而GO-FLOW法可计算系统的故障概率随时间的变化趋势,是分析多时序、多状态系统可靠性的一种有效方法。 展开更多
关键词 失水事故 紧急堆芯冷却系统 GO-FLOW法
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压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量:7
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作者 张龙飞 张大发 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期560-564,共5页
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究... 采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重。 展开更多
关键词 大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
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一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计 被引量:4
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作者 余纲林 王侃 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第S2期116-120,共5页
长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基... 长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。 展开更多
关键词 长寿命堆芯 钍-铀燃料 铅铋冷却剂 MCNP MCBurn
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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
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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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饱和蒸汽在过冷液面凝结特性的实验研究 被引量:2
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作者 李夔宁 彭云康 +1 位作者 童明伟 谭曙时 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第6期531-534,共4页
实验研究了堆芯补水箱上部加装遮流板时,饱和蒸汽在过冷液面上直接接触冷凝的瞬态特性。研究表明,遮流板改变了蒸汽射流的方向,减弱了近液面层的波动,降低了蒸汽的凝结速率,使堆芯补水箱中热水层的厚度减小,系统压力响应时间缩短。与无... 实验研究了堆芯补水箱上部加装遮流板时,饱和蒸汽在过冷液面上直接接触冷凝的瞬态特性。研究表明,遮流板改变了蒸汽射流的方向,减弱了近液面层的波动,降低了蒸汽的凝结速率,使堆芯补水箱中热水层的厚度减小,系统压力响应时间缩短。与无遮流板相比,实验初期水表面凝结换热系数降低76%~92%,总凝结量减少67%以上。 展开更多
关键词 饱和蒸汽 过冷液面 凝结 堆芯补水箱 压力响应 热水层 遮流板
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PB-FHR堆芯活性区体积对冷却剂温度反应性系数影响的研究 被引量:2
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作者 孙建友 邹杨 +5 位作者 严睿 朱贵凤 李光超 陈亮 李东仓 徐洪杰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期52-58,共7页
氟盐冷却球床高温反应堆(Pebble Fluoride-Salt-Cooled High Temperature Reactors,PB-FHR)的冷却剂温度反应性系数与其堆芯活性区的几何尺寸有直接关系,研究选取7Li摩尔含量为99.995%的2Li F-Be F2做冷却剂,对冷却剂温度反应性系数与PB... 氟盐冷却球床高温反应堆(Pebble Fluoride-Salt-Cooled High Temperature Reactors,PB-FHR)的冷却剂温度反应性系数与其堆芯活性区的几何尺寸有直接关系,研究选取7Li摩尔含量为99.995%的2Li F-Be F2做冷却剂,对冷却剂温度反应性系数与PB-FHR的堆芯活性区体积的关系进行定量分析。利用SCALE5.1软件对不同堆芯活性区体积的PB-FHR的冷却剂温度反应性系数进行了研究。分析结果表明:堆芯活性区体积越大的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于正值,堆芯活性区体积越小的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于负值。基于四因子公式的分析表明,逃脱共振俘获的概率、不泄漏概率和热中子利用系数在不同堆芯活性区体积的PB-FHR内的差异是影响冷却剂温度反应性系数差异的主要原因。 展开更多
关键词 堆芯活性区体积 四因子 不泄漏概率 冷却剂温度反应性系数
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基于多模型动态矩阵预测的冷却剂平均温度控制 被引量:4
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作者 钱虹 金蔚霄 《热力发电》 CAS 北大核心 2015年第11期98-103,108,共7页
由于核反应堆堆芯R棒棒位与冷却剂平均温度动态关系的非线特性,现有核电机组固定负荷控制系统的堆芯核功率难以快速跟踪机组负荷变化,对此,建立了表征R棒棒位与冷却剂平均温度动态特性关系的非参数模型组,基于动态矩阵预测控制算法设计... 由于核反应堆堆芯R棒棒位与冷却剂平均温度动态关系的非线特性,现有核电机组固定负荷控制系统的堆芯核功率难以快速跟踪机组负荷变化,对此,建立了表征R棒棒位与冷却剂平均温度动态特性关系的非参数模型组,基于动态矩阵预测控制算法设计了多模型控制器,并采用MATLAB/SIMULINK软件构建了冷却剂平均温度多模型动态矩阵预测控制系统,与核电站仿真模型连接构成仿真平台。利用该平台,在高功率运行状态下基于核电机组仿真模型数据,将多模型动态矩阵预测控制器与传统PI控制器进行了仿真对比。2 000s内冷却剂平均温度跟踪性能评价指标和仿真结果表明,在机组负荷升、降过程中多模型动态矩阵预测控制器作用下的冷却剂平均温度跟踪能力显著优于传统PI控制器。 展开更多
关键词 核电机组 核反应堆 堆芯 R棒棒位 冷却剂 平均温度 多模型 动态矩阵预测控制
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核供热堆堆芯冷却剂出口温度的软测量方法
16
作者 查美生 陈实 +1 位作者 马昌文 沈健 《工业仪表与自动化装置》 2003年第1期30-33,共4页
 该文阐述了一种用于200MW核供热堆(NHR 200)堆芯冷却剂出口温度的软测量方法。两支铠装热电偶被置于燃料元件盒支承格子板侧面的空间正交沟槽中,用这两支热电偶所测得的温度计算堆芯燃料元件盒冷却剂的出口温度。此测量方法已通过实...  该文阐述了一种用于200MW核供热堆(NHR 200)堆芯冷却剂出口温度的软测量方法。两支铠装热电偶被置于燃料元件盒支承格子板侧面的空间正交沟槽中,用这两支热电偶所测得的温度计算堆芯燃料元件盒冷却剂的出口温度。此测量方法已通过实验验证,并得到了用于计算堆芯冷却剂出口温度的经验公式。对于NHR 200,堆芯燃料元件盒冷却剂出口温度的最大测量误差为1 7℃。 展开更多
关键词 核供热堆 软测量 热电偶 误差分析 堆芯冷却剂出口温度
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反应堆堆芯围筒结构热流固耦合热变形分析 被引量:1
17
作者 赵飞云 朱焜 +3 位作者 李源 于浩 翁羽 张明 《计算机辅助工程》 2012年第4期43-46,共4页
针对反应堆堆芯围筒热流固耦合问题,采用三维有限元法研究堆芯围筒的热变形.考察ANSYS的三维实体热单元SOLID 70,三维实体单元SOLID 45,三维表面热效应单元SURF 152和三维热-流耦合管单元FLUID 116等单元类型的特点和实用性.建立堆芯围... 针对反应堆堆芯围筒热流固耦合问题,采用三维有限元法研究堆芯围筒的热变形.考察ANSYS的三维实体热单元SOLID 70,三维实体单元SOLID 45,三维表面热效应单元SURF 152和三维热-流耦合管单元FLUID 116等单元类型的特点和实用性.建立堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度分析有限元模型:堆芯围筒和吊篮采用SOLID 70,结构表面与冷却剂的对流传热表面采用SURF152,堆芯围筒与吊篮之间冷却剂采用FLUID 116.采用SOLID 45建立堆芯围筒有限元模型,根据得到的堆芯围筒、吊篮和冷却剂的温度场结果分析堆芯围筒热变形.结果表明,在考虑堆芯围筒及吊篮固体和流体的交叉耦合的基础上,采用三维有限元法能比较客观地模拟反应堆堆芯处的复杂运行环境. 展开更多
关键词 反应堆 堆芯围筒 热变形分析 热流固耦合 冷却剂 ANSYS
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严重事故专用卸压阀排放能力需求
18
作者 武铃珺 邓坚 +3 位作者 张航 王小吉 刘丽莉 青涛 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期131-136,共6页
二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经... 二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。 展开更多
关键词 高压熔堆 熔融物喷射 反应堆冷却剂系统卸压 严重事故卸压阀 高温流体
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用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究
19
作者 郑尧瑶 徐珍 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期264-268,共5页
极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的... 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 展开更多
关键词 丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽 发生器传热
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压力容器下腔室冷却剂流动特性数值模拟研究 被引量:4
20
作者 黄雷 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期42-50,共9页
压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量... 压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量级敏感性分析的基础上确定了最终网格模型,对运行工况下压力容器下腔室冷却剂的流动特性进行了研究。结果表明,下腔室出现逆时针漩涡流动,冷却剂在冲刷格架板后在下腔室底部汇集并向上流入堆芯;通过分析格架板的上、下表面压差发现大、小格架板所受水力冲击方向相反,载荷大小相近;对下堆芯板流水孔归一化流量分配进行了分析。通过求解附加标量浓度输运方程以标记并跟踪冷却剂的分布和交混,结果表明冷却剂随着流动发生逆时针横向交混,平均有43.7%的冷却剂份额会偏移至逆时针的相邻堆芯进口位置,表明交混特性较好。 展开更多
关键词 压力容器流场 堆芯流量分配 冷却剂交混
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