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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
1
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。
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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
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职称材料
安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究
被引量：
7
2
作者
陈林林
孙雪霆
+3 位作者
魏严凇
史晓磊
肖
增光
季松涛
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2017年第1期45-49,共5页
核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果...
核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果与GRACE试验及理论计算的结果相符,验证了试验方法的可靠性。
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关键词
严重事故
气溶胶
扩散泳
试验方法
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职称材料
安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计
被引量：
5
3
作者
肖
增光
孙雪霆
+2 位作者
陈林林
史晓磊
魏严凇
《核安全》
2017年第1期82-85,94,共5页
严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验设计了容器中心和壁面附近两个测点,将两个测点的试验结果分别...
严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验设计了容器中心和壁面附近两个测点,将两个测点的试验结果分别与理论计算结果对比,发现中心测点的试验数据与理论计算值符合较好,且离散度较小,单独中心测点测量。
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关键词
气溶胶
扩散泳
测点位置
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职称材料
CABSA程序的力平衡模型气溶胶再悬浮模块开发
被引量：
1
4
作者
孙雪霆
季松涛
+3 位作者
陈林林
史晓磊
肖
增光
魏严凇
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020年第4期683-687,共5页
核电厂严重事故情况下,裂变产物以气溶胶形式释放并沉积在结构表面。事故晚期,氢燃或氢爆等作用产生的气流会使沉积的气溶胶发生再悬浮而重返气空间。中国原子能科学研究院的CABSA程序中采用力平衡模型开发了再悬浮模块,并利用STORM试...
核电厂严重事故情况下,裂变产物以气溶胶形式释放并沉积在结构表面。事故晚期,氢燃或氢爆等作用产生的气流会使沉积的气溶胶发生再悬浮而重返气空间。中国原子能科学研究院的CABSA程序中采用力平衡模型开发了再悬浮模块,并利用STORM试验数据进行了计算,分析了边界条件对气溶胶再悬浮的影响。模型通过气溶胶所受的提升力和附着力的平衡得出的临界直径来判定气溶胶的再悬浮条件。研究表明:提升力、附着力均随气溶胶直径增大而增大;表面粗糙度越小,附着力越大;流体速度越大,提升力越大;提高表面粗糙度、提升流体速度能够减小临界直径;减小临界直径能够提高悬浮比例。
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关键词
严重事故
气溶胶
再悬浮
CABSA
力平衡模型
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职称材料
用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为
5
作者
肖
增光
史晓磊
+2 位作者
陈林林
孙雪霆
魏严凇
《应用能源技术》
2017年第5期52-54,共3页
建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000...
建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000 kg固态熔渣和9 000 kg液态熔渣。
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关键词
CARE2
秦山核电厂
堆芯熔化
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职称材料
题名
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
1
作者
孙雪霆
陈林林
史晓磊
肖
增光
魏严凇
季松涛
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第1期73-78,共6页
文摘
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。
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
Keywords
passive containment cooling
severe accident
aerosol
diffusiophoresis
steam condensation
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究
被引量：
7
2
作者
陈林林
孙雪霆
魏严凇
史晓磊
肖
增光
季松涛
机构
中国原子能科学研究院
出处
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2017年第1期45-49,共5页
文摘
核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果与GRACE试验及理论计算的结果相符,验证了试验方法的可靠性。
关键词
严重事故
气溶胶
扩散泳
试验方法
Keywords
severe accident
aerosol
diffusiophoresis
test method
分类号
TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计
被引量：
5
3
作者
肖
增光
孙雪霆
陈林林
史晓磊
魏严凇
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核安全》
2017年第1期82-85,94,共5页
文摘
严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验设计了容器中心和壁面附近两个测点,将两个测点的试验结果分别与理论计算结果对比,发现中心测点的试验数据与理论计算值符合较好,且离散度较小,单独中心测点测量。
关键词
气溶胶
扩散泳
测点位置
Keywords
aerosol
diffusiophoresis
measurement point position
分类号
TL72 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
下载PDF
职称材料
题名
CABSA程序的力平衡模型气溶胶再悬浮模块开发
被引量：
1
4
作者
孙雪霆
季松涛
陈林林
史晓磊
肖
增光
魏严凇
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020年第4期683-687,共5页
基金
国家科技重大专项(2017ZX06004006)。
文摘
核电厂严重事故情况下,裂变产物以气溶胶形式释放并沉积在结构表面。事故晚期,氢燃或氢爆等作用产生的气流会使沉积的气溶胶发生再悬浮而重返气空间。中国原子能科学研究院的CABSA程序中采用力平衡模型开发了再悬浮模块,并利用STORM试验数据进行了计算,分析了边界条件对气溶胶再悬浮的影响。模型通过气溶胶所受的提升力和附着力的平衡得出的临界直径来判定气溶胶的再悬浮条件。研究表明:提升力、附着力均随气溶胶直径增大而增大;表面粗糙度越小,附着力越大;流体速度越大,提升力越大;提高表面粗糙度、提升流体速度能够减小临界直径;减小临界直径能够提高悬浮比例。
关键词
严重事故
气溶胶
再悬浮
CABSA
力平衡模型
Keywords
Severe Accident
Aerosol
Resuspension
CABSA
Force Balance Model
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为
5
作者
肖
增光
史晓磊
陈林林
孙雪霆
魏严凇
机构
中国原子能科学研究院
出处
《应用能源技术》
2017年第5期52-54,共3页
文摘
建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000 kg固态熔渣和9 000 kg液态熔渣。
关键词
CARE2
秦山核电厂
堆芯熔化
Keywords
ICARE2 code
Qinshan nuclear power plant
Core meltdown
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究
孙雪霆
陈林林
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
9
下载PDF
职称材料
2
安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究
陈林林
孙雪霆
魏严凇
史晓磊
肖
增光
季松涛
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2017
7
下载PDF
职称材料
3
安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计
肖
增光
孙雪霆
陈林林
史晓磊
魏严凇
《核安全》
2017
5
下载PDF
职称材料
4
CABSA程序的力平衡模型气溶胶再悬浮模块开发
孙雪霆
季松涛
陈林林
史晓磊
肖
增光
魏严凇
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020
1
下载PDF
职称材料
5
用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为
肖
增光
史晓磊
陈林林
孙雪霆
魏严凇
《应用能源技术》
2017
0
下载PDF
职称材料
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