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ITER失真空事故下铍灰尘分布的数值研究

核聚变与等离子体物理 2016年第2期36卷 174-180页

作者：侯丽强佟立丽上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采用计算流体动力学方法,通过对ITER装置的设计结构进行合理简化,建立了ITER装置的三维计算模型,研究了失真空事故下铍灰尘在ITER装置内的迁移进程,得到了铍灰尘在ITER装置内的分布情况。通过分析铍灰尘在不同截面高度、不同时刻的分布... 详细信息

采用计算流体动力学方法,通过对ITER装置的设计结构进行合理简化,建立了ITER装置的三维计算模型,研究了失真空事故下铍灰尘在ITER装置内的迁移进程,得到了铍灰尘在ITER装置内的分布情况。通过分析铍灰尘在不同截面高度、不同时刻的分布特性,得到以下结论:随着高度增加,截面位置上的铍灰尘体积分数呈下降趋势;随着时间推移,截面位置上的铍灰尘体积分数呈上升趋势。

关键词： ITER 失真空事故铍灰尘分布数值研究

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熔融液滴与水作用细粒化实验研究

核动力工程 2009年第1期30卷 31-35页

作者：林千佟立丽曹学武 KRIVENTSEV Vladimir 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 奥布宁斯克国立核能技术大学俄罗斯

针对核反应堆发生严重堆芯熔化事故时可能发生的燃料与冷却剂的相互作用以及蒸汽爆炸的复杂过程,对高温熔融金属液滴与水作用的细粒化过程进行了实验研究。对不同工况下实验产物的形状进行了比较分析,并对熔融液滴初始温度、水温、下落... 详细信息

针对核反应堆发生严重堆芯熔化事故时可能发生的燃料与冷却剂的相互作用以及蒸汽爆炸的复杂过程,对高温熔融金属液滴与水作用的细粒化过程进行了实验研究。对不同工况下实验产物的形状进行了比较分析,并对熔融液滴初始温度、水温、下落高度及材料物性对细粒化过程的影响进行了研究。本文还采用高速摄像仪对熔融液滴的细粒化过程进行了观测。结果表明:熔融液滴初始温度、水温和材料物性对细粒化程度的影响较大;本实验参数范围内下落高度对细粒化程度的影响不大。

关键词：熔融液滴细粒化蒸汽爆炸

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

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原子能科学技术 2009年第7期43卷 609-615页

作者：黄高峰佟立丽邓坚曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性... 详细信息

本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级，非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6～10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。

关键词：严重事故大破口失水事故裂变产物源项

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

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原子能科学技术 2009年第8期43卷 738-742页

作者：黄高峰佟立丽邓坚曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导... 详细信息

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。

关键词：可选择源项大破口失水事故设计基准事故放射性后果

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

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原子能科学技术 2010年第11期44卷 1361-1365页

作者：佟立丽曹学武袁凯黄高峰上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系... 详细信息

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。

关键词： CANDU堆严重事故全厂断电事故进程

气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

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核科学与工程 2014年第3期34卷 397-402页

作者：佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

本文开发了针对蒸汽发生器（SG）二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）... 详细信息

本文开发了针对蒸汽发生器（SG）二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6％～71.1％。

关键词：严重事故安全壳旁路释放类气溶胶沉积模型

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水蒸气对氢气燃烧影响的数值研究

原子能科学技术 2016年第11期50卷 1972-1978页

作者：马飞佟立丽曹学武罗广南上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 中国科学院合肥物质科学研究院合肥234000

核电站严重事故下,氢气的燃烧风险是影响安全壳完整性的重要因素,而水蒸气的存在对氢气、空气混合气体的燃烧会产生重要的影响。本文采用CAST3M软件,对局部小空间内氢气的燃烧特性以及水蒸气的影响进行研究。首先对THAI装置的典型实验... 详细信息

核电站严重事故下,氢气的燃烧风险是影响安全壳完整性的重要因素,而水蒸气的存在对氢气、空气混合气体的燃烧会产生重要的影响。本文采用CAST3M软件,对局部小空间内氢气的燃烧特性以及水蒸气的影响进行研究。首先对THAI装置的典型实验工况进行模拟,表明了相关燃烧模型的可用性。然后将高度为6m、直径为2.2m的圆柱空间作为燃烧域,对其分别计算了8%、10%、12%氢气浓度下的燃烧,并与添加25%水蒸气的相应工况进行了对比。通过对燃烧域的温度、压力以及火焰传播速度的分析,表明添加水蒸气后燃烧产生的最大压力下降,火焰的最大温度下降,火焰传播的速度下降。研究表明,水蒸气的存在对氢气的燃烧具有抑制作用,能有效降低氢气燃烧产生的后果。

关键词：氢气燃烧模拟水蒸气 CAST3M软件

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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

原子能科学技术 2016年第1期50卷 105-112页

作者：游曦鸣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

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 详细信息

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。

关键词：先进压水堆大破口失水事故小破口失水事故非能动堆芯冷却系统

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实验装置氢气混合的数值研究

核动力工程 2015年第S2期36卷 146-150页

作者：侯丽强佟立丽曹学武彭欢欢上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

采用计算流体动力学方法,以LSGMF(Large-Scale Gas Mixing Facility)气体混合实验为参照,首先建立了LSGMF的三维物理模型和网格模型,然后对相关湍流模型的适用性进行了讨论,最后通过与实验数据对比,对所建立的计算模型进行了验证。结果... 详细信息

采用计算流体动力学方法,以LSGMF(Large-Scale Gas Mixing Facility)气体混合实验为参照,首先建立了LSGMF的三维物理模型和网格模型,然后对相关湍流模型的适用性进行了讨论,最后通过与实验数据对比,对所建立的计算模型进行了验证。结果表明,采用标准k-ε湍流模型计算求得的氦气浓度分布与实验数据较为吻合;目前所建立的CFX计算模型及方法基本上满足严重事故下氢气混合特性研究的需要,可以用于开展后续严重事故下多组分气体的扩散、流动、混合特性的研究。

关键词： LSGMF 湍流模型数值研究