检索结果-南通市图书馆

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

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

原子能科学技术 2008年第B9期42卷 132-136页

作者：苑景田佟立丽曹学武武铃珺上海交通大学核科学与工程学院上海200240

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,... 详细信息

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。

关键词：主给水丧失堆腔注水压力容器完整性严重事故

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

水冷包层模块局部模型流量分配数值模拟

核聚变与等离子体物理 2015年第2期35卷 156-162页

作者：王慕飞佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

用JAEA水冷包层(WCSB)模块侧壁的流量分配实验验证了SST湍流模型,建立了水冷包层模块第一壁的数值分析模型,研究了第一壁各冷却管中的流量分配情况。分析结果发现,第一壁模型入口集管中存在复杂的流动行为,冷却剂可以明显的区分为主流... 详细信息

用JAEA水冷包层(WCSB)模块侧壁的流量分配实验验证了SST湍流模型,建立了水冷包层模块第一壁的数值分析模型,研究了第一壁各冷却管中的流量分配情况。分析结果发现,第一壁模型入口集管中存在复杂的流动行为,冷却剂可以明显的区分为主流和逆流两大部分,其中主流进入冷却管的位置是影响流量分配的主要因素,逆流区形成了一系列次级涡流和沿管壁的环向流动。分析结果表明,在第一壁模型中,在所以条件下,各冷却剂通道中存在流量分配不均匀现象,流速最大值与最小值偏差均小于2%。

关键词：水冷包层模块第一壁流量分配数值模拟

ITER第一壁冷却剂管道断裂事故热工水力初步分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核聚变与等离子体物理 2013年第2期33卷 175-180页

作者：李若晴佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进... 详细信息

采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。

关键词： ITER 聚变堆安全真空室失水事故管道断裂

重水堆燃料通道内浮升力引发的间歇式流动现象数值分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2011年第4期32卷 33-36页

作者：苑景田李京喜曹学武佟立丽上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动(IBIF)现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究。由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性变化,出现上升、下降的周期性变化;气泡在单元两侧开口处交... 详细信息

对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动(IBIF)现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究。由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性变化,出现上升、下降的周期性变化;气泡在单元两侧开口处交替排出;气泡的排出带走燃料组件衰变热,使燃料包壳温度处于相对较低的水平。

关键词：水平燃料通道间歇式流动燃料组件温度

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

加热系统间歇泉流动特征及影响因素实验研究

核动力工程 2013年第2期34卷 9-15页

作者：戚展飞陈金波佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却... 详细信息

通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;可以通过上升段相对压差和相对温差之比对间歇泉流动进行识别;5个工况参数中对间歇泉流动影响最大的是上升段几何结构和加热功率,增加上升段长径比和增大加热功率更有利于形成间歇泉流动。

关键词：间歇泉周期性沸腾自然循环

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

非能动安全壳冷却机制安全壳大气净化分析

科技导报 2012年第20期30卷 29-32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

采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主... 详细信息

采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主给水丧失事故(LOFW)始发严重事故序列下非能动安全壳冷却机制对安全壳大气的净化作用,对非能动安全壳空冷和水冷工况下对安全壳内气溶胶的去除行为进行了分析。通过无冷却、空冷有效、空冷和水冷同时有效的三种工况下气溶胶行为的比对分析,研究了冷却机制对扩散电泳和热电泳引起的气溶胶沉积。分析结果表明,非能动安全壳冷却机制可以增强气溶胶扩散电泳和热电泳的去除效应,相关分析可为严重事故管理导则的制定提供技术支持。

关键词：非能动安全壳冷却机制气溶胶扩散电泳热电泳

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

原子能科学技术 2012年第B9期46卷 309-313页

作者：莫小锦庄亚平佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 山东核电有限公司山东海阳265116

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水... 详细信息

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。

关键词：主给水管道断裂事故非能动余热排出系统事故分析 AP1000

小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核科学与工程 2014年第4期34卷 516-523页

作者：郭丁情佟立丽中广核工程设计有限公司广东深圳518000 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600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对... 详细信息

采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。

关键词：压水堆小破口冷却剂丧失始发严重事故安全壳失效源项

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

严重事故管理导则入口条件研究

核科学与工程 2017年第1期37卷 80-86页

作者：冯上任佟立丽上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故... 详细信息

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。

关键词：严重事故严重事故管理导则入口条件慢化剂液位