秦山300MW核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型 被引量：6

1

作者 孙吉良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期112-117,共6页

介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型的建立、分系统测试和整体测试的结果。其中列举了模型中使用的二群扩散方程和反应性反馈的计算公式,给出部分分系统测试结果。最后在整个仿真机模型运行情况下对秦山核电站发... 介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型的建立、分系统测试和整体测试的结果。其中列举了模型中使用的二群扩散方程和反应性反馈的计算公式,给出部分分系统测试结果。最后在整个仿真机模型运行情况下对秦山核电站发生落棒和弹棒事故的测试结果进行了分析。 展开更多

关键词 核电站 仿真机 堆芯物 物理模型 中子通量

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压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究 被引量：16

2

作者 李琳 臧希年 《核安全》 2007年第4期39-44,共6页

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较。

关键词 严重事故对策 安全壳 堆芯熔融物与混凝土反应(MCCI) 堆芯捕集器

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堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策 被引量：7

3

作者 关仲华 余红星 江光明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第5期72-76,共5页

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯... 从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。 展开更多

关键词 堆芯熔融物 自然对流换热 集热效应

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严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析 被引量：6

4

作者 曹克美 许以全 +1 位作者 史国宝 蔡剑平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期1-4,共4页

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计... 核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。 展开更多

关键词 严重事故 压力容器外水冷 堆芯熔融物 压力容器内滞留 恰希玛核电厂

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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

5

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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三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析 被引量：5

6

作者 曹克美 许以全 +1 位作者 史国宝 蔡剑平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第4期20-22,94,共4页

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3... 通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。 展开更多

关键词 严重事故 压力容器内滞留 堆芯熔融物 底部重金属层

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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析 被引量：5

7

作者 关仲华 向清安 +1 位作者 陈彬 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期56-60,共5页

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。 展开更多

关键词 堆芯熔融物 压力容器内滞留 风险导向事故分析方法

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相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究 被引量：5

8

作者 谢志刚 杨建国 +1 位作者 贺艳明 高增梁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期33-39,共7页

在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分... 在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 堆芯熔融物滞留 K-R蠕变损伤理论 微观损伤机理 本构方程

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核电站堆芯熔融物的处理措施 被引量：4

9

作者 冉刻 周涛 李精精 《华电技术》 CAS 2011年第10期77-81,85,共5页

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关... 在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用。堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异。深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值。 展开更多

关键词 核电站 堆芯熔融物 缓解措施 严重事故

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蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响

10

作者 朱光昱 闵金坤 +1 位作者 王昆鹏 石兴伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期388-394,共7页

核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结... 核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。 展开更多

关键词 严重事故 堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI) 蒸汽爆炸

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严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究 被引量：3

11

作者 余红星 苏光辉 +1 位作者 关仲华 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期46-50,共5页

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综... 根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。 展开更多

关键词 临界热流密度 严重事故 堆芯熔融物滞留

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严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用 被引量：3

12

作者 杨亚军 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第5期438-441,共4页

当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600 MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效... 当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600 MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列,应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象,着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率,为相应的严重事故管理提供支持。 展开更多

关键词 全厂断电 堆芯熔融物与混凝土相互作用 混凝土消融速率

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核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析 被引量：3

13

作者 高泉源 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期103-106,共4页

概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措... 概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08～13.4d范围内,H2的产生量在12760～13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量。 展开更多

关键词 核电站 严重事故 堆芯熔融物与混凝土相互作用 MEDICS程序 缓解措施

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核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

14

作者 向恒 李靖威 郑睿鹏 《硅酸盐通报》 CAS 北大核心 2022年第12期4115-4127,共13页

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全... 核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。 展开更多

关键词 牺牲混凝土 堆芯捕集器 堆芯熔融物 相互作用 高温力学性能

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严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究 被引量：1

15

作者 元一单 宫厚军 +23 位作者 邓坚 苏光辉 陈炼 李炜 张丽 郭勇 全峰阳 曾骁 陈荣华 张亚培 邓俊楷 房芳芳 张会勇 陈鹏 许献洪 杨志义 孔翔程 陈焕栋 徐轶 陈忠伟 龚圣捷 丁铭 韩伟 隋丹婷 《中国基础科学》 2021年第3期1-8,共8页

严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问... 严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问题的研究现状,并针对碎片床形成和再熔化、分层熔池对流换热、熔池形态演变、堆芯材料及熔融物物性数据库等关键科学问题开展模型开发与实验研究。本文的研究及预期成果不仅填补国内部分研究领域的空白,还有助于挖掘IVR技术潜力和严重事故分析软件开发,对实现核电从设计上“实际消除大规模放射性释放”具有重要意义。 展开更多

关键词 严重事故 堆芯熔融物 熔融物与水相互作用 碎片床 熔池

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倾斜下朝向加热表面汽泡行为可视化实验研究 被引量：2

16

作者 文青龙 陈军 +1 位作者 卢冬华 赵华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期51-55,共5页

以AP1000反应堆堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略为研究背景,采用去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展下朝向加热表面汽泡行为的可视化实验研究。加热表面倾角从0°变化到30°,矩形窄缝尺寸从3 mm变化到8 mm。可视化观... 以AP1000反应堆堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略为研究背景,采用去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展下朝向加热表面汽泡行为的可视化实验研究。加热表面倾角从0°变化到30°,矩形窄缝尺寸从3 mm变化到8 mm。可视化观察到下朝向加热表面的汽泡滑移和汽泡变形现象,认为实验本体结构和下朝向加热表面布置是导致汽泡滑移和变形的诱因。通过对临界热流密度触发前后汽-液两相波动现象的可视化分析,认为汽-液波动界面的脱离是触发临界热流密度的主要原因。 展开更多

关键词 堆芯熔融物堆内滞留(IVR) 严重事故 临界热流密度 可视化 汽泡行为

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小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究 被引量：1

17

作者 袁名礼 张帆 +1 位作者 王坤 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1078-1083,共6页

采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后"堆坑"不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为... 采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后"堆坑"不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对"堆坑"熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。 展开更多

关键词 断电 熔融物 MELCOR程序 堆芯熔融物与混凝土相互作用

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硅石牺牲混凝土配合比研究 被引量：1

18

作者 王龙 石亮 《建筑技术》 北大核心 2015年第1期36-39,共4页

硅石牺牲混凝土可减少堆芯残骸与混凝土反应的危害性,保证我国核电站的安全运行。结合台山核电站实际情况,通过确定原材料、设计配合比,可配制出符合技术规格及相关标准要求的硅石牺牲混凝土。经性能测试试验验证,该混凝土性能满足施工... 硅石牺牲混凝土可减少堆芯残骸与混凝土反应的危害性,保证我国核电站的安全运行。结合台山核电站实际情况,通过确定原材料、设计配合比,可配制出符合技术规格及相关标准要求的硅石牺牲混凝土。经性能测试试验验证,该混凝土性能满足施工技术要求。 展开更多

关键词 堆芯熔融物和混凝土反应 硅石牺牲混凝土 含水率 配合比

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基于粒子法的熔融物碎片在铅冷却剂内运动行为模拟

19

作者 隋丹婷 陆道纲 王艺萍 《核科学与技术》 2017年第3期134-141,共8页

研究严重事故工况下堆芯熔融物在一回路内的迁移及分布特性对于制定严重事故缓解措施及应急策略具有一定意义。本文通过定义熔融物颗粒的产生条件、入口速度、重力、粘性力、粒子数密度计算模型,完成粒子法程序MPS中固体颗粒物及铅/铅... 研究严重事故工况下堆芯熔融物在一回路内的迁移及分布特性对于制定严重事故缓解措施及应急策略具有一定意义。本文通过定义熔融物颗粒的产生条件、入口速度、重力、粘性力、粒子数密度计算模型,完成粒子法程序MPS中固体颗粒物及铅/铅铋流体计算模型的开发。利用改进后的程序计算Zr-4合金碎片及二氧化铀碎片在不同的冷却剂流速及冷却剂粘性条件下的运动行为,分析熔融物密度、冷却剂流速、冷却剂粘性对熔融物迁移行为的影响,初步验证了应用粒子法开展熔融物运动行为研究的可行性,为后续研究及实验验证提供了基础。 展开更多

关键词 粒子法 堆芯熔融物 铅冷却剂

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基于计算相图的熔融物热力学性质分析

20

作者 宫厚军 郭毅慧 +3 位作者 黎阳 昝元锋 黄彦平 刘兴军 《特种铸造及有色合金》 CAS 北大核心 2021年第6期676-679,共4页

构建了熔融物U-Zr-Fe-O体系的热力学模型和相应的Gibbs自由能表达式,建立了熔融物热力学数据库。计算分析了百万千瓦级压水堆核电站熔融物热力学性质,并获得了计算相图、相分数和相成分等数据。结果表明,从2 000℃升温,熔融物先后经过... 构建了熔融物U-Zr-Fe-O体系的热力学模型和相应的Gibbs自由能表达式,建立了熔融物热力学数据库。计算分析了百万千瓦级压水堆核电站熔融物热力学性质,并获得了计算相图、相分数和相成分等数据。结果表明,从2 000℃升温,熔融物先后经过了固相-单液相共存、固相-两液相共存、两液相共存、气相-两液相共存和单气相等阶段。在2 500~2 950℃区间为典型的液相分离区,液相1号主要富含Fe、U、Zr,并含一定量的UO_(2);液相2号相主要富含UO_(2)、ZrO_(2)、U、Zr,并含极少量的Fe。 展开更多

关键词 堆芯熔融物 热力学性质 计算相图 液相分离

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