DFA-ODENets:面向周期多阶段复杂系统的预测仿真框架 被引量：1

1

作者 李潇睿 宁春宇 +1 位作者 袁兆麟 班晓娟 《工程科学学报》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期137-147,共11页

部分复杂系统受内外部因素影响在运行时会呈现出周期性的阶段变化,且在不同阶段具有完全不同的动态特性.因此在使用数据驱动方法解决此类系统的预测和仿真问题时,使用单一结构模型难以准确地学习系统在不同阶段的动态特性.本研究提出了... 部分复杂系统受内外部因素影响在运行时会呈现出周期性的阶段变化,且在不同阶段具有完全不同的动态特性.因此在使用数据驱动方法解决此类系统的预测和仿真问题时,使用单一结构模型难以准确地学习系统在不同阶段的动态特性.本研究提出了基于确定性有限状态机-常微分方程网络的预测仿真框架(DFA-ODENets),以建模周期多阶段系统.该模型由多个ODENet组成,每个ODENet能够从不规则采样的序列数据中学习系统在各个阶段内的动态特性.同时模型集成了基于确定性有限状态自动机思想的阶段转换预测器以实现模型预测时在不同阶段之间自动转换.最后,将DFA-ODENet框架应用于某计算中心制冷系统的预测仿真场景中.模型能够在给定系统运行过程中的服务器负载和环境温度下模拟系统运行过程,并对系统的制冷功率、进气口温度等主要输出变量进行预测.其中,对于制冷系统能耗预测的平均相对误差在5%以内.同时,利用制冷系统仿真模型优化了系统停止制冷时的温度设定值,通过仿真实验表明该优化最高可以节省18%的制冷能耗. 展开更多

关键词 复杂系统建模 周期多阶段系统 神经常微分网络 多输入多输出时间序列预测 制冷系统 能耗优化

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非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究 被引量：7

2

作者 程诚 文青龙 +3 位作者 卢冬华 吴小航 牛文华 魏淑虹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期6-9,共4页

针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实... 针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。 展开更多

关键词 非能动 安全壳冷却系统 液柱启动 瞬态特性 自然循环

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核电厂安全壳冷却系统冷却水流量分配试验研究

3

作者 龚培礼 《电工技术》 2022年第12期36-38,共3页

为了探讨安全壳系统对冷却水流量的分配效果,提升水流量的分配速度,对核电厂安全壳冷却系统冷却水流量分配试验进行研究。首先,利用额定分配法设定水流量的分配基准;其次,对冷却水流量分配环节进行细化;然后,计算出冷却水系统传输管道... 为了探讨安全壳系统对冷却水流量的分配效果,提升水流量的分配速度,对核电厂安全壳冷却系统冷却水流量分配试验进行研究。首先,利用额定分配法设定水流量的分配基准;其次,对冷却水流量分配环节进行细化;然后,计算出冷却水系统传输管道的水膜覆盖率;最后,通过注入氦气、氮气以及空气,控制管道内的定向压强,调整水流量的分配范围,获取最终的水流量分配速度。随着水膜覆盖率的提升以及管道压强数值的增加,得出的水流量分配速度分别为165.25 m/s、205.65 m/s以及275.35 m/s,总体呈现上升趋势。管道内部的压强和水膜覆盖率增强,系统对水流量的控制效果也随之增强,水流量的分配速度会得到明显提升;反之,管道内部的压强和水膜覆盖率越小,系统对水流量的控制效果也随之下降,水流量的分配速度也会下降,受外力影响程度较大。 展开更多

关键词 核电厂 安全壳冷却 冷却系统 水流量分配 分配检测 流量控制

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天钢40Si2MnV钢浇铸稳定性工艺研究

4

作者 李林杰 宁超 《天津冶金》 CAS 2019年第4期6-10,共5页

针对天钢集团公司的6流150mm×150mm方坯连铸机生产高硅含钒钢40Si2MnV时多次发生漏钢事故的现状,开展了稳定浇铸40Si2MnV钢水的工艺研究。通过分析,确定漏钢发生的主要原因包括Si在局部富集、结晶器保护渣性能异变和浇铸过程中结... 针对天钢集团公司的6流150mm×150mm方坯连铸机生产高硅含钒钢40Si2MnV时多次发生漏钢事故的现状,开展了稳定浇铸40Si2MnV钢水的工艺研究。通过分析,确定漏钢发生的主要原因包括Si在局部富集、结晶器保护渣性能异变和浇铸过程中结晶器冷却不均等。通过对精炼冶炼氩气供给制度、连铸冷却制度的优化及规范保护渣的保存与使用,得到了连浇22炉40Si2MnV钢水而未发生漏钢停流事故的较好效果。 展开更多

关键词 漏钢 高硅 含钒钢 氩气 冷却制度 保护渣

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非能动安全壳围堰分配盒改进设计与试验

5

作者 王彦之 鲁仰辉 王妍 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第6期508-512,共5页

以冷却水在分配盒中的流动为研究对象,建立了分配盒的水分配模型,提出了立管和浮球2种围堰分配盒概念,通过计算确定了关键参数,并在水分配试验台架上完成了试验验证.结果表明:在特征雷诺数约220时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了4.9%,浮... 以冷却水在分配盒中的流动为研究对象,建立了分配盒的水分配模型,提出了立管和浮球2种围堰分配盒概念,通过计算确定了关键参数,并在水分配试验台架上完成了试验验证.结果表明:在特征雷诺数约220时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了4.9%,浮球分配盒使水膜覆盖率提高了3.8%;在特征雷诺数约130时,立管分配盒使水膜覆盖率提高了3.1%,浮球分配盒使水膜覆盖率提高了5.3%;2种设计方案均能有效降低收集水箱液位的均方差,提高小体积流量下的覆盖率. 展开更多

关键词 非能动安全壳 冷却系统 水分配试验 围堰分配盒 覆盖率

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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：13

6

作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多

关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统

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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量：13

7

作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页

本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多

关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序

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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：10

8

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

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华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 被引量：8

9

作者 葛魁 王辉 +3 位作者 王明军 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期769-777,共9页

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及... 本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础. 展开更多

关键词 自然循环 非能动安全壳热量导出系统 热工水力特性

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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7

10

作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析

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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究 被引量：7

11

作者 黄代顺 蒋孝蔚 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期188-191,195,共5页

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建... 利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝 蒸发

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PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析 被引量：6

12

作者 石兴伟 雷蕾 +3 位作者 兰兵 胡健 乔雪冬 靖剑平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期75-79,共5页

钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆... 钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。 展开更多

关键词 非能动安全壳分析程序 非能动安全壳 双端剪切 蒸汽主管道破裂 液膜覆盖率

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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究

13

作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页

为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多

关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性

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PCS内部换热器外低浓度氢气燃烧及其影响分析

14

作者 张东 丁铭 +2 位作者 邵晓宙 郝晓华 李龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1540-1547,共8页

为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明... 为研究严重事故条件下对华龙一号非能动安全壳冷却系统(PCS)内部换热器的影响,以华龙一号PCS内部换热器为研究对象,使用商业流体计算软件ANSYS对低浓度氢气燃烧工况及其影响进行了分析。利用西安交通大学的圆柱形实验作为验证实验,证明了选用燃烧模型的正确。选取经验证的氢气燃烧模型对氢气浓度为8%、10%、12%分别进行分析,得到PCS内部换热器换热管表面的最高温度及最大压力分别为676 K与1.95 MPa,并利用得到的温度、压力载荷对PCS内部换热器进行应力分析,按照ASME规范第Ⅲ卷第1分卷NC分册、第1分篇附录进行应力评定校核,结果表明应力水平满足标准的要求。本文研究结果表明,在严重事故下安全壳内浓度为12%的氢气燃烧后不影响PCS内部换热器的安全使用。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 内部换热器 氢气燃烧 应力分析

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华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究 被引量：6

15

作者 李军 郭强 +3 位作者 李晓明 喻鹏 元一单 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期992-999,共8页

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计... 华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 展开更多

关键词 热分层 水箱 非能动安全壳冷却系统 华龙一号 CFD

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非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究

16

作者 梁潇 肖术芳 +1 位作者 陶俊 谢小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期385-394,共10页

拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,... 拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 流动传热特性 设计基准工况

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非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究 被引量：5

17

作者 蒋孝蔚 余红星 +1 位作者 孙玉发 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期118-123,共6页

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM... 安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 冷凝 蒸发 扩散层模型

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采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究 被引量：5

18

作者 陶俊 程诚 +2 位作者 谢小飞 梁潇 陈军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1423-1430,共8页

非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关... 非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 分离式热管 自然循环 充液率 冷热芯位差

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安全壳非能动热阱系统研究

19

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

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AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价 被引量：4

20

作者 俞冀阳 贾宝山 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期214-218,共5页

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣＭＤ，对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式、ＧｉｄｏＫｏｅｓｔｌ关系式、Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传... 用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣＭＤ，对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式、ＧｉｄｏＫｏｅｓｔｌ关系式、Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传质相似原理的关系式。研究认为，与ＧｉｄｏＫｏｅｓｔｌ关系式相比，基于稳态实验数据的Ｕｃｈｉｄａ关系式是比较保守的。虽然不同的冷凝传热系数结构关系式计算得到的冷凝传热系数差别较大，但对ＡＣ６００在冷段双端断裂大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的压力峰值影响不太大，而对热段双端断裂大破口失水事故工况下的压力峰值影响相对较大。研究还认为，Ｔａｇａｍｉ关系式在计算主蒸汽管道断裂事故时安全壳压力峰值最为保守。 展开更多

关键词 冷凝传热系数 非能动 安全壳 冷却系统

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