“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究 被引量：4

1

作者 毕树茂 刘余 +4 位作者 刘卢果 许幼幼 邓坚 苗一非 吴菱艳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期50-54,共5页

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组... 精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。 展开更多

关键词 华龙一号 全堆芯 热工水力 计算流体力学(CFD)

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严重事故下小型安全壳内氢气风险分析 被引量：2

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作者 许幼幼 彭欢欢 +5 位作者 张明 邹志强 邓坚 王小吉 鲍辉 程坤 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S02期64-68,共5页

采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速... 采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速上升,迅速充满蒸汽,并将安全壳内的大部分空气迅速排出,形成蒸汽惰化;在对流较弱区域(如角落),存在氢气积聚现象;当事故进程发展到大量氢气产生时,由于安全壳内空气已经被蒸汽排出并惰化,虽然氢气浓度可以达到较高水平,但是混合气体处于可燃极限外,不存在氢气燃爆的风险。 展开更多

关键词 严重事故 氢气风险分析 小型安全壳 氢气燃爆

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IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

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作者 王小吉 武铃珺 +3 位作者 朱大欢 邓坚 刘丽莉 许幼幼 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期183-186,共4页

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再... 参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。 展开更多

关键词 严重事故 堆内熔融物滞留(IVR) 一回路注水

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U-Al合金燃料元件反应堆严重事故下熔融物迁移行为研究

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作者 罗跃建 孙洪平 +2 位作者 武小莉 许幼幼 张明 《科技视界》 2022年第9期36-39,共4页

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,... U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,研究熔融物迁移行为中的影响因素。结果显示包壳开裂数对熔融物迁移行为有明显影响。 展开更多

关键词 严重事故 U-Al合金 熔融物迁移 数值模拟 SPERT

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池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究

5

作者 孙洪平 邓坚 +7 位作者 罗跃建 张明 许幼幼 武小莉 刘丽莉 陈冲 秋穗正 苏光辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期100-108,共9页

在钠冷快堆的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE... 在钠冷快堆的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE-D1和ABCOVE池式钠火实验,并与实验数据进行了对比。结果表明,本文开发的程序具有良好的可靠性和正确性,可为钠工艺间内池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析研究提供理论工具。 展开更多

关键词 池式钠火 燃烧产物 气溶胶 程序开发

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锆合金包壳脆化失效准则现状研究

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作者 罗跃建 钱立波 +2 位作者 许幼幼 孙洪平 张明 《科技视界》 2022年第9期5-10,共6页

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wi... 在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wilson和Barnes首次发现包壳高温氧化下的脆化失效以来,科研工作者进行了大量的脆化失效试验研究。文章在此基础上,完成了包壳脆化失效现状分析,包括包壳脆化机理、Zr-Sn系包壳脆化失效、Zr-Nb系包壳脆化失效、近期高燃耗下包壳脆化失效、近期包壳脆化失效准则合理建议等几个主要部分,可以为新型包壳脆化失效准则制定提供参考。 展开更多

关键词 锆包壳 高温氧化 脆化失效 准则

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快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析 被引量：1

7

作者 武铃珺 彭欢欢 +2 位作者 许幼幼 杜政瑀 武小莉 《科技视界》 2021年第10期111-114,共4页

百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为堆芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此... 百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为堆芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此时刻立即执行阀门启动操作的可能性不大。文章采用完全丧失给水叠加多重安全功能失效为基准事故序列进行快速卸压阀延迟开启时间谱分析,研究延迟开启对卸压效果及严重事故进程的影响,结果显示,阀门开启时间的延迟不影响快速卸压阀最终的卸压效果,严重事故中,在有效时间内开启阀门为RCS卸压均可以实现预防HPME的卸压目标。 展开更多

关键词 高压熔堆 严重事故卸压 快速卸压阀 延迟开启 安注箱注入

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熔融物堆内滞留策略分析程序CISER2.0模型解析

8

作者 刘丽莉 张明 +4 位作者 邓坚 余红星 陈亮 许幼幼 罗跃健 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期119-123,共5页

首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar... 首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守;而Salay&Fichot模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但在确定轻金属层成分时采用的是用户假设的方法,且认为轻金属层是在熔融池顶部自动形成的;自主研发熔融池结构模型基于事故进程计算熔融池的结构,相对Salay&Fichot模型可自动计算轻金属层成分。本文以1000 MW先进反应堆为对象,基于程序中不同的熔融池分层模型,计算了主管道冷段小破口事故后熔融物在下腔室形成的熔融池的形态。但由于本研究对象的熔融物中的不锈钢含量太少,未能形成满足Seiler模型的三层结构。另外,本文还根据计算得到的三层熔融池结构给出了压力容器外壁面的热流密度分布。结果发现,各熔融池对应层中的熔融物成分的差异导致了压力容器外侧的热流密度分布的不同。即使在将Esmaili&Khatib-Rahbar模型和Salay&Fichot模型的对应层厚度设置成基本一致的情况下,两者的热流密度分布的差异也较大。同时,与前三种模型不同,自主研发模型还给出了熔融物跌落下腔室过程中压力容器外壁面的瞬态热流密度。 展开更多

关键词 严重事故 堆内熔融物滞留 CISER2.0程序 熔融池结构模型 瞬态热流密度

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基于GASFLOW的火焰加速准则改进

9

作者 彭欢欢 邹志强 +2 位作者 武铃珺 王小吉 许幼幼 《科技视界》 2021年第12期99-102,共4页

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普... 福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普遍适用于核电厂低温低压的条件,对高温高压的情况不太适用。文章基于高温高压火焰加速理论研究,对GASFLOW程序中的火焰加速准则进行相关改进,并采用高温高压实验对其进行了验证,从而扩展其适用范围。 展开更多

关键词 氢气 高温高压 火焰加速 膨胀比

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基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

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作者 宋建 余红星 +4 位作者 邓坚 向清安 朱大欢 许幼幼 罗跃建 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期161-166,共6页

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参... 为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度(CHF)的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。 展开更多

关键词 衰变热 临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 抽样失效率

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有障碍物半开口管道内氢气燃烧数值模拟研究 被引量：3

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作者 温小健 李敏 +2 位作者 许幼幼 刘松林 罗广南 《火灾科学》 CAS CSCD 北大核心 2017年第2期61-67,共7页

基于有障碍物氢气燃烧实验装置进行数值模拟研究,采用Fluent软件分析了半开口管道内障碍物对氢气/空气燃烧特性的影响。结果表明:障碍物会促进实验管段内氢气火焰加速,随着障碍物阻塞率和数量的增加,火焰加速更快且燃烧压力峰值更大;在... 基于有障碍物氢气燃烧实验装置进行数值模拟研究,采用Fluent软件分析了半开口管道内障碍物对氢气/空气燃烧特性的影响。结果表明:障碍物会促进实验管段内氢气火焰加速,随着障碍物阻塞率和数量的增加,火焰加速更快且燃烧压力峰值更大;在相同阻塞率下,障碍物形状对氢气火焰速度和燃烧压力峰值的影响很小;燃烧压力随障碍物间距的增大先增大后减小,障碍物间距为3倍管道内径时产生的燃烧压力峰值最大。 展开更多

关键词 氢气 燃烧 障碍物 火焰速度 燃烧压力

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