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石墨烯改性水泥净浆的电热性能有限元分析

科技创新与应用 2024年第21期14卷 65-69页

作者：傅孝良蒲云东赵磊毛霖桂尊耀袁小亚国电投重庆能源研究院有限公司重庆404100 重庆交通大学材料科学与工程学院重庆400074

该文采用COMSOL Multiphysics有限元软件对水中可分散型石墨烯掺配水泥基材料进行温度场、应力和位移数值模拟。结果表明,在电压30 V,通电20 min后,模型最高温度为333℃,最大应力为80 MPa,最大位移为0.14 mm,且模型最高温度与试验结果... 详细信息

该文采用COMSOL Multiphysics有限元软件对水中可分散型石墨烯掺配水泥基材料进行温度场、应力和位移数值模拟。结果表明,在电压30 V,通电20 min后,模型最高温度为333℃,最大应力为80 MPa,最大位移为0.14 mm,且模型最高温度与试验结果偏差为3.4%,说明COMSOL Multiphysics有限元软件对电热性能分析的可靠性,为水泥基材料的电热研究提供有力的支撑。

关键词：石墨烯水泥净浆电热性能有限元分析温度梯度

核电厂IVR评价的严重事故序列及堆芯熔融过程研究

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核电厂IVR评价的严重事故序列及堆芯熔融过程研究

作者：傅孝良上海交通大学

学位级别：硕士

熔融物堆内保持（In-Vessel Retention, IVR）是一种重要且关键的预防和缓解严重事故后果的措施。在核电厂IVR的有效性评价过程中，确定熔池中三个关键不确定性独立参数的概率分布函数是一个十分重要的步骤。本论文针对我国某核电堆型... 详细信息

熔融物堆内保持（In-Vessel Retention, IVR）是一种重要且关键的预防和缓解严重事故后果的措施。在核电厂IVR的有效性评价过程中，确定熔池中三个关键不确定性独立参数的概率分布函数是一个十分重要的步骤。本论文针对我国某核电堆型的IVR措施的有效性评价，开展了严重事故序列分析和堆芯熔融过程相关研究。本研究根据相关准则选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列，采用严重事故分析程序，通过建立电厂模型，分析了核电厂在严重事故下的事故变化序列，给出了各事故下熔融池的状态变化，并对模型参数进行了敏感性分析，得出了影响IVR有效性熔池的包络工况。最后，根据大量严重事故序列的计算结果和熔池成份数据的分析，结合现象学尺度定义，得出了三个关键的不确定性参数的概率分布函数。本文通过以上研究，主要得出以下几个结论： ①经过对比MAAP4，RELAP/SCDAP程序计算的破口事故、SBO事故、LOFW+ATWS事故的结果，表明两个程序在事故发展的趋势是上一致的。但两个程序在安注箱排空、堆芯熔融物重布置于下封头的时间以及堆芯冷却剂温度在事故后期存在差异。 ②通过对MAAP4程序中一些模型的不确定性参数进行敏感性分析发现，这些与IVR有效性评价十分相关的不确定性参数的影响均不大。 ③选择并计算了大量的严重事故序列熔池分层计算。结果表明在下封头形成的熔池中，金属层所在的高度上存在有明显的热集中效应。 ④通过大量的事故序列计算得出，下封头内熔池的形成约需经过三个类稳态过程：UO2全部熔化、熔池中粒子层全部消失、热流密度峰值期。这三个类稳态会持续一定的时间，需要对它们对IVR有效性的影响进行评估。

关键词： IVR 严重事故堆芯熔融 MAAP4

岭澳核电站二期LOFW+ATWS事故的氢气风险研究

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同方学位论文库

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核动力工程 2011年第1期32卷 34-38,52页

作者：黄兴冠杨燕华傅孝良上海交通大学核科学与工程学院上海200240

应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气和水蒸汽的行为,对事故进程中氢气的风险进行了安全分析,特别是对氢气缓解系统的效果进行了评价。模拟结... 详细信息

应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气和水蒸汽的行为,对事故进程中氢气的风险进行了安全分析,特别是对氢气缓解系统的效果进行了评价。模拟结果说明,安全壳内温度与压力的变化与水蒸汽的喷放密切相关;水蒸汽在安全壳内会呈现一定的分层现象;泄压箱隔间与稳压器隔间在氢气释放峰值阶段可能发生火焰加速现象。

关键词：氢气风险氢气安全分析程序安全壳氢气复合器严重事故

基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 467-473页

作者：孟召灿王溪李飞傅孝良沈峰国核(北京)科学技术研究院有限公司北京100029 国家核电软件技术中心北京100029

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统... 详细信息

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。

关键词：非能动安全三环路 RELAP5 事故分析

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

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核动力工程 2010年第5期31卷 102-107页

作者：傅孝良杨燕华周卫华杨晓上海交通大学核科学与工程学院上海200240

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程... 详细信息

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。

关键词： CPR1000 熔融物滞留在容器内堆芯融化严重事故

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全厂断电事故下封头熔池传热行为的研究

核动力工程 2010年第6期31卷 47-51页

作者：周卫华杨燕华傅孝良杨晓上海交通大学核科学与工程学院上海200240

利用SCDAP/RELAP5系统程序对CPR1000核电厂进行了建模,并对全厂断电事故(SBO)的进程进行了模拟,分析了SBO中从堆芯开始裸露到完全裸露的熔化过程以及堆芯熔融物掉入下封头后下封头中熔池的传热行为。结果表明,熔融物在下封头形成一个混... 详细信息

利用SCDAP/RELAP5系统程序对CPR1000核电厂进行了建模,并对全厂断电事故(SBO)的进程进行了模拟,分析了SBO中从堆芯开始裸露到完全裸露的熔化过程以及堆芯熔融物掉入下封头后下封头中熔池的传热行为。结果表明,熔融物在下封头形成一个混合层和重金属多孔介质层,且失效的位置在下封头侧部30°～40°位置(压力容器底部为0°)。

关键词：全厂断电事故(SBO) SCDAP/RELAP5 堆芯熔化熔池

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COSINE系统分析程序模型评估需求分析

核动力工程 2015年第1期36卷 144-147页

作者：傅孝良刘丽芳于楠杜争梁国兴杨燕华国家核电技术有限公司北京软件技术中心北京100029 国家能源核电软件重点实验室北京100029 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失... 详细信息

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。

关键词： COSINE 系统分析程序模型评估

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生产热轧无缝管技术的发展及前景

金属材料与冶金工程 1985年第5期 53-56页

作者：傅孝良湖南省冶金材料研究所

由于世界范围内石油和天然气大量需要,作为输送用的无缝钢管的用量也不断增多。近年来,各国用了大量的投资改造原有的或采用新的工艺与设备来组织新的生产线。现就近十年内热轧无缝管生产的发展状

关键词：穿孔机轧管机组钻巷机顶管机组自动轧管机斯蒂菲尔轧机钢管轧机均整机减径机

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

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核动力工程 2015年第5期36卷 178-183页

作者：王伟伟刘丽芳孟兆明傅孝良田文喜杨燕华苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院西安710049 国家核电技术公司软件技术中心北京102206 国家能源核电软件重点试验室北京100029

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得... 详细信息

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。

关键词： AP1000 小破口失水事故 ADS-4 液滴夹带 RELAP5