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基于多孔介质方法的钠冷快堆冷却剂沸腾现象模拟

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强激光与粒子束 2024年第7期36卷 106-114页

作者：惠天宇佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用... 详细信息

基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用于模拟钠冷快堆冷却剂沸腾的多孔介质分析方法,利用KNS-37失流实验L22工况数据进行了对比验证,并利用L29工况流量数据验证模型的适用性。结果表明,所建立的钠沸腾多孔介质分析方法可以较好地模拟钠冷快堆沸腾现象,预测沸腾发生时间在6.3 s左右,与实验相差0.2 s,温度和流量的总体变化趋势与实验数据吻合较好。

关键词：钠冷快堆钠沸腾多孔介质方法两流体六方程

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低流速排放下气溶胶水洗模型

原子能科学技术 2020年第5期54卷 923-929页

作者：周彦佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

在发生核电厂严重事故时,乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一,应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果,本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型,同时考虑了可溶性气溶胶颗... 详细信息

在发生核电厂严重事故时,乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一,应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果,本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型,同时考虑了可溶性气溶胶颗粒增大现象,采用FORTRAN语言实现了气溶胶水洗效果分析程序。通过构建LACE-Espana实验装置分析模型,模拟了3种典型低流速工况,并开展了气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度等关键因素的影响分析。结果表明:水洗净化系数(DF)计算值与实验结果的符合程度合理,模型有效性得到初步验证;DF随气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度的增大而增大,可溶性气溶胶颗粒增大将显著提高DF。

关键词：气溶胶水洗模型净化系数粒径

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严重事故下氢气控制系统的优化设计

原子能科学技术 2009年第10期43卷 893-897页

作者：佟立丽曹学武郭丁情上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采用一体化严重事故仿真程序,对600 MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计,并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明:该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓... 详细信息

采用一体化严重事故仿真程序,对600 MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计,并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明:该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则;改变非能动氢气复合器的布置方案,在有效缓解氢气风险的前提下,尽量降低复合器数量,优化结果为优化方案2优于优化方案1,优化方案1优于原拟定方案。

关键词：严重事故氢气控制优化设计非能动氢气复合器

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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析

原子能科学技术 2014年第S1期48卷 362-368页

作者：邹杰佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

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... 详细信息

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。

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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钢制安全壳窄缝内气溶胶冷凝滞留实验研究

核动力工程 2022年第6期43卷 128-132页

作者：王善普佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

目前核电厂安全壳放射性评估中未考虑狭窄裂缝(简称窄缝)对气溶胶的滞留效果,但与常规尺寸相比,窄缝的高表面/体积比对气溶胶泄漏具有可观的滞留,评估结果过于保守。通过开展矩形直通道内气溶胶泄漏实验,获得缝高约100μm钢制安全壳窄... 详细信息

目前核电厂安全壳放射性评估中未考虑狭窄裂缝(简称窄缝)对气溶胶的滞留效果,但与常规尺寸相比,窄缝的高表面/体积比对气溶胶泄漏具有可观的滞留,评估结果过于保守。通过开展矩形直通道内气溶胶泄漏实验,获得缝高约100μm钢制安全壳窄缝内气溶胶滞留效率,观察到窄缝通道入口区域为主要的粒子沉积区域。同时,通过在窄缝流动方向上建立并维持一定的温度梯度,模拟安全壳非能动冷却系统投运时安全壳窄缝内气溶胶泄漏过程。结果表明,窄缝对亚微米粒径气溶胶具有良好的滞留效果,温度梯度引入的蒸汽冷凝能显著提高气溶胶滞留效率至91%左右,且缩小了泄漏面积。

关键词：气溶胶钢制安全壳窄缝滞留水蒸气冷凝

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1836-1843页

作者：段蓉佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限... 详细信息

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。

关键词：先进压水堆地震载荷反应谱分析参数敏感性时程分析

压水堆核电厂自然循环对一回路卸压策略的影响

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核动力工程 2009年第2期30卷 70-74页

作者：张琨佟立丽曹学武上海交通大学核科学与工程学院上海200240

以我国秦山二期核电厂为研究对象,使用SCDAP/RELAP5程序建立了核电厂的自然循环模型。选取高压溶堆严重事故(TMLB’事故)为基准事故序列,分析了高压熔堆严重事故中自然循环的机理现象。通过计算在有无自然循环情况下一回路卸压措施的实... 详细信息

以我国秦山二期核电厂为研究对象,使用SCDAP/RELAP5程序建立了核电厂的自然循环模型。选取高压溶堆严重事故(TMLB’事故)为基准事故序列,分析了高压熔堆严重事故中自然循环的机理现象。通过计算在有无自然循环情况下一回路卸压措施的实施情况,对比分析了自然循环对一回路卸压策略的影响。结果表明,自然循环能有效延缓一回路卸压的启动时间和整体事故进程,但对一回路卸压的效果影响较小。

关键词：自然循环 TMLB’事故一回路卸压策略 SCDAP/RELAP5程序

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1786-1791页

作者：邵舸佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔... 详细信息

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。

关键词：堆腔注水 SCDAP/RELAP5程序熔融池冷却分析

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熔融铅锡合金与冷却剂相互作用热细粒化研究

核技术 2020年第3期43卷 66-72页

作者：李阁佟立丽上海交通大学机械与动力工程学院

堆芯熔融物与冷却剂相互作用(Fuel Coolant Interaction,FCI)是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素,本文通过可视化实验方法,采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高... 详细信息

堆芯熔融物与冷却剂相互作用(Fuel Coolant Interaction,FCI)是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素,本文通过可视化实验方法,采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高速摄像系统对反应过程进行图像采集,通过计算熔融物所占像素点的面积得到熔融物的截面积;收集反应碎片,从实验产物形貌、相互作用过程状态及熔融物周围气体分布三个方面对影响热细粒化过程的熔融物初始温度、质量及冷却剂温度展开研究。结果对比分析表明:熔融物温度升高,热细粒化程度先增加后减小;初始水体量一定的情况下,熔融物质量增加,可能导致熔融物细粒化程度降低;冷却剂过冷度增加,热细粒化程度增加。

关键词：熔融物与冷却剂相互作用热细粒化严重事故