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压力容器外部冷却自然循环比例分析 被引量:2
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作者 刘宇生 李聪新 +2 位作者 温丽晶 谭思超 张盼 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期318-323,共6页
压力容器外部壁面和保温层之间环形流道内的两相自然循环是严重事故下实施压力容器外部冷却(ERVC)和熔融物堆内滞留的关键过程,为研究ERVC整体性能试验装置与核电厂原型间应满足的相似准则,以守恒方程和一维漂移流模型为基础,采用分级... 压力容器外部壁面和保温层之间环形流道内的两相自然循环是严重事故下实施压力容器外部冷却(ERVC)和熔融物堆内滞留的关键过程,为研究ERVC整体性能试验装置与核电厂原型间应满足的相似准则,以守恒方程和一维漂移流模型为基础,采用分级双向比例方法对ERVC自然循环过程进行了比例分析,通过假设和简化,获得了ERVC自然循环试验装置与原型的相似准则,并给出了自然循环的稳态解。结果表明:ERVC自然循环现象可采用等压等物性方式进行模拟,Froude数、密度数、焓升数和热源数等相似准则均能得到满足,不存在比例转换带来的失真;采用等厚等半径等热流密度二维切片式加热试验段模拟压力容器下封头,当流道最小间距位置和尺寸与原型一致时,修正Stanton数相似比为1,下封头沸腾换热和回路自然循环的相似准则可同时得到满足。 展开更多
关键词 比例分析 严重事故 自然循环 理论模型 压力容器 外部冷却
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压力容器外部冷却沸腾临界过程数值模拟研究
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作者 张祥 薛艳芳 +3 位作者 刘宇生 李翔 胡练 陈德奇 《核安全》 2019年第5期62-67,共6页
针对压力容器外部冷却条件,基于CFD商业软件并通过编写用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)对环形冷却剂流道内沸腾相变及临界过程进行了数值模拟,研究了沸腾两相流动的压力场、速度场、相分布以及温度场分布特性,并对偏离泡核沸... 针对压力容器外部冷却条件,基于CFD商业软件并通过编写用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)对环形冷却剂流道内沸腾相变及临界过程进行了数值模拟,研究了沸腾两相流动的压力场、速度场、相分布以及温度场分布特性,并对偏离泡核沸腾(Departure from nucleate boiling,DNB)型临界过程进行了定性分析。模拟结果表明:沿加热壁面至绝热壁面存在压力梯度;加热壁面附近的速度大于绝热壁面附近的速度;随流道高度增加,由于流道的弧形结构导致汽相在浮升力作用下逐渐向流道加热壁面积聚,在特定工况下,流道壁面温度明显上升,发生沸腾临界现象。 展开更多
关键词 压力容器外部冷却 沸腾临界 两相流动 数值模拟
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压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究 被引量:5
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作者 武铃珺 郭丁情 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期46-50,共5页
针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。 展开更多
关键词 大破口失水事故 堆腔注水 压力容器完整性
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压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
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作者 苑景田 佟立丽 +1 位作者 曹学武 武铃珺 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期132-136,共5页
针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率,注水入口时间延迟同样可保持压力容器完整性。 展开更多
关键词 主给水丧失 堆腔注水 压力容器完整性 严重事故
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基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估 被引量:2
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作者 谭国成 匡波 +4 位作者 张中伟 倪超 任志豪 张世顺 林继铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期307-313,共7页
针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递... 针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 保温层参数 优化 非能动系统功能可靠性 不确定性传递
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