华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：10

1

作者 丘锦萌 吴健 +1 位作者 田卫卫 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期72-80,共9页

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非... 本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。 展开更多

关键词 华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环

下载PDF 职称材料

蝶阀流固耦合计算与分析 被引量：4

2

作者 刘长亮 丘锦萌 韩健 《阀门》 2015年第2期4-6,共3页

利用ANSYS软件计算和分析了蝶阀的流场及其结构,给出了蝶板的受力集中区域,并作了相应改进和优化设计。

关键词 蝶阀 流固耦合 设计优化

下载PDF 职称材料

核空气净化装置的辐射防护设计

3

作者 郭创成 唐辉 +3 位作者 丘锦萌 王冲 杨莉 张欣 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期628-633,共6页

结合国内外核空气净化装置相关标准要求和实际工作经验,对核空气净化装置设计中有关辐射防护方面需考虑的因素进行了综合、甄别和总结,形成一份加强辐射防护因素考虑的设计过程控制表,用于帮助设计人员更好地完成相关的设计工作。内容... 结合国内外核空气净化装置相关标准要求和实际工作经验,对核空气净化装置设计中有关辐射防护方面需考虑的因素进行了综合、甄别和总结,形成一份加强辐射防护因素考虑的设计过程控制表,用于帮助设计人员更好地完成相关的设计工作。内容涵盖了部件选择、材料选择、设备布置、操作和试验维修便利性、吸附剂降温和防火、压力边界泄漏控制等各个方面。 展开更多

关键词 核空气净化装置 辐射防护 设计

下载PDF 职称材料

安全壳非能动热阱系统研究

4

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 冰

下载PDF 职称材料

华龙一号安注箱注入特性优化研究 被引量：2

5

作者 盛美玲 丘锦萌 唐辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1045-1051,共7页

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱... 安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。 展开更多

关键词 安注箱 注入特性 敏感性分析 FLOWMASTER

下载PDF 职称材料

内陆三代压水堆氚排放方式及处理技术探讨 被引量：1

6

作者 刘红坤 唐辉 +1 位作者 丘锦萌 董亮 《给水排水》 CSCD 北大核心 2022年第S01期829-833,共5页

以某内陆核电厂址为例,研究发现其受纳水体条件能够满足两台机组的氚排放,但不能满足四台机组的氚排放。为探索该厂址四台机组氚排放问题的解决方案,分析了包括异地排放、部分液态氚转换为气态氚排放以及采用氚的富集浓缩技术等方案,以... 以某内陆核电厂址为例,研究发现其受纳水体条件能够满足两台机组的氚排放,但不能满足四台机组的氚排放。为探索该厂址四台机组氚排放问题的解决方案,分析了包括异地排放、部分液态氚转换为气态氚排放以及采用氚的富集浓缩技术等方案,以期为将来内陆弱环境流速水域核电厂提供氚排放的解决方案。研究发现:异地排放方案面临审管部门、泄漏后处置以及环境评价等诸多问题;液转气排放方案能够满足另一台机组氚排放;缺乏适合三代压水堆含氚废液特点的成熟除氚技术方案。 展开更多

关键词 内陆 三代压水堆 氚排放 液转气 除氚

下载PDF 职称材料

不同压水堆核电厂低温超压事件的处置与应对 被引量：1

7

作者 皮月 侯婷 +1 位作者 盛美玲 丘锦萌 《产业与科技论坛》 2021年第1期35-37,共3页

压水堆核电厂停堆期间,稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态,此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升高即是低温超压事件。由于一回路此状态下脆性断裂强度下降,一回路更容易彻底失效,引起堆芯的损毁。如何有效应对低温超压事件,是... 压水堆核电厂停堆期间,稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态,此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升高即是低温超压事件。由于一回路此状态下脆性断裂强度下降,一回路更容易彻底失效,引起堆芯的损毁。如何有效应对低温超压事件,是所有压水堆核电厂的重要设计内容。本文针对国内在役核电厂(M310,AP1000,VVER,EPR)的低温超压方案进行了详细的介绍,并总结了其设计思路和设计特征,以指导后续工程设计和在役电厂方案优化。 展开更多

关键词 低温超压 余热排出系统 安全阀

下载PDF 职称材料

非能动先进核电厂主给水管道水锤模拟计算 被引量：1

8

作者 盛美玲 田卫卫 +2 位作者 丘锦萌 李军 于沛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期200-204,共5页

核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却,主给水管道作为其中主要的压力管道,直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水。由于压力管道易发生水锤现象,研究水锤对主给水管道的影响是主给水系统设计的重要内容。本文以非能动... 核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却,主给水管道作为其中主要的压力管道,直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水。由于压力管道易发生水锤现象,研究水锤对主给水管道的影响是主给水系统设计的重要内容。本文以非能动先进核电厂主给水系统的设计为例,通过PIPENET软件对主给水管道的水锤现象进行模拟计算,分析主给水隔离阀不同的关闭形式、不同的关闭时间及主给水泵不同的关闭时间对管道内水锤的影响。结果表明,主给水隔离阀的关闭时间越缓慢、主给水泵关闭时间越长,主给水管道内的水锤压力和载荷越小。对于主给水隔离阀的关闭形式,选择行程-时间曲线为先快后慢的类型,产生的水锤压力和载荷最小。 展开更多

关键词 主给水管道 水锤 PIPENET

下载PDF 职称材料

压水堆余热排出换热器性能研究 被引量：1

9

作者 丘锦萌 李军 +1 位作者 王晓江 王志刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期90-93,共4页

以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能... 以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能预测时不能当作常数处理,应与工况进行耦合计算。当管壳侧体积流量小于1000 m3/h时,总传热系数对流量较为敏感;当体积流量大于1000 m3/h时,流量的影响则相对较弱。该模型为预测换热器其他工况的换热性能提供基础,为换热设备调试提供指导,为核电厂设计验证及高效安全运行提供可靠依据。 展开更多

关键词 余热排出系统 管壳式换热器 总传热系数 数值模拟

下载PDF 职称材料

华龙一号余热排出系统破口事故分析 被引量：1

10

作者 盛美玲 丘锦萌 +1 位作者 唐辉 杨志义 《核安全》 2020年第6期36-43,共8页

余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤... 余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤其针对余热排出系统与一回路相连的管线发生不可隔离的破口和余热排出系统在安全壳外的管线发生破口两种典型事故进行分析。通过计算余热排出泵的有效汽蚀余量并分析评估安全壳外破口有效隔离措施,论证了华龙一号余热排出系统设计方案能够应对破口事故,并保证对一回路堆芯的有效冷却。 展开更多

关键词 余热排出系统 破口事故 汽蚀余量 安全壳隔离阀

下载PDF 职称材料

核电厂放射性液态可燃废物的产生与处理 被引量：1

11

作者 刘红坤 郭晓宇 +1 位作者 丘锦萌 董亮 《产业与科技论坛》 2021年第15期35-36,共2页

随着我国核电厂运行堆年和装机容量的增加,核电厂内暂存了较大量的放射性液态可燃废物,即放射性废油和废有机溶剂。由于核电厂没有处理放射性液态可燃废物的能力,长期暂存使得电厂面临暂存库容量不足、泄漏、燃爆等安全因素。基于此,本... 随着我国核电厂运行堆年和装机容量的增加,核电厂内暂存了较大量的放射性液态可燃废物,即放射性废油和废有机溶剂。由于核电厂没有处理放射性液态可燃废物的能力,长期暂存使得电厂面临暂存库容量不足、泄漏、燃爆等安全因素。基于此,本文提出建设全国或区域性的放射性液态可燃废物处理设施。第一,放射性液态可燃废物进行吸附固化预处理以便于运输;第二,处理设施采用以焚烧为核心的减容处理工艺;第三,焚烧产生的烟气进行无害化处理后达标排放至环境;第四,焚烧产生的焚烧灰采用压缩后水泥固化工艺长期处置。该方案以期为我国核电厂放射性液态可燃废物的处理提供参考。 展开更多

关键词 核电厂 放射性液态可燃废物 废油 废有机溶剂 焚烧

下载PDF 职称材料

“华龙一号”应急给水系统热工水力分析 被引量：1

12

作者 盛美玲 丘锦萌 +2 位作者 王小希 刘妍 于凤云 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期885-893,共9页

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一... 福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。 展开更多

关键词 “华龙一号” 应急给水系统 单一故障准则 热工水力分析 孔板孔径 小档开度

下载PDF 职称材料