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模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 147-151页

作者：李昊翔朱大欢李松蔚李权曾未郭赟哈尔滨工程大学哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213 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610213 中国科学技术大学合肥230026

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封... 详细信息

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。

关键词：熔融物压力容器内滞留数值模拟下封头临界热流密度(CHF) 几何形状

液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件子通道间湍流交混数值模拟

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核动力工程 2021年第5期42卷 30-35页

作者：王婧婕朱大欢卢涛邓坚蔡容北京化工大学机电工程学院北京100029 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610213

液态铅铋合金(LBE)是第四代液态金属核反应堆候选冷却剂,由于LBE热物性具有一定的特殊性,亟待对LBE在燃料组件子通道中的流动与传热过程开展研究。本文对LBE在带绕丝燃料棒组件中湍流流动进行数值模拟与分析,将燃料棒壁面温度的数值模... 详细信息

液态铅铋合金(LBE)是第四代液态金属核反应堆候选冷却剂,由于LBE热物性具有一定的特殊性,亟待对LBE在燃料组件子通道中的流动与传热过程开展研究。本文对LBE在带绕丝燃料棒组件中湍流流动进行数值模拟与分析,将燃料棒壁面温度的数值模拟结果与响应的实验数据相比较,2者具有较高的吻合度,说明数学模型及数值结果具有较高的可靠性与准确性;使用湍流交混系数β表征LBE在不同子通道间、不同燃料棒间隙宽度与燃料棒直径比(S/D)结构下的湍流交混情况,结果表明,不同子通道间β波动程度具有差异性,β的大小与S/D呈负相关。基于不同S/D与雷诺数的计算结果,拟合出不同子通道间β关联式,为绕丝燃料棒三角形排列方式的燃料组件子通道分析程序开发提供交混模型。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 湍流交混绕丝燃料棒组件子通道分析

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提高堆腔注水冷却系统性能的优化研究

核动力工程 2018年第A1期39卷 102-105页

作者：赵嘉明王广飞朱大欢赵斌中国核电工程有限公司北京100840 中国核动力研究设计院成都610213

针对华龙一号核电机组堆腔注水冷却系统(CIS)在应对严重事故工况下存在的一些不足进行设计优化研究,提出新的CIS的配置和运行方案,包括采用调节阀进行不同运行工况下的流量调节以及对堆腔注水泵等主要设备进行重新设计;采用Flowmaster... 详细信息

针对华龙一号核电机组堆腔注水冷却系统(CIS)在应对严重事故工况下存在的一些不足进行设计优化研究,提出新的CIS的配置和运行方案,包括采用调节阀进行不同运行工况下的流量调节以及对堆腔注水泵等主要设备进行重新设计;采用Flowmaster软件进行了全范围的建模仿真计算,确定了主要设备的参数并验证了新的CIS能满足事故工况下的流量需求。最终解决了采用低压全厂断电(SBO)电源为堆腔注水泵供电的问题,提高了非能动注入的使用率问题,增强了CIS应对各类严重事故序列的能力,为提高后续三代堆型的CIS的性能奠定了夯实的基础,对整个电厂的可靠运行具有重要的意义。

关键词：堆腔注水冷却系统(CIS) 优化研究低压SBO电源非能动注入可利用率调节阀

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

核动力工程 2015年第1期36卷 165-167页

作者：邓坚朱大欢王小吉向清安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610213

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小... 详细信息

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。

关键词：模块式小型堆严重事故堆芯注水冷却 CISER

液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

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核动力工程 2023年第2期44卷 98-103页

作者：邓诗雨卢涛邓坚张喜林朱大欢北京化工大学机电工程学院北京100029 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610213

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于... 详细信息

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 大涡模拟湍流普朗特数模型 RANS湍流模型绕丝燃料组件

基于主控室电气柜火灾的CFAST程序参数不确定性分析

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核动力工程 2018年第2期39卷 153-156页

作者：王万红朱大欢彭常宏郭赟中国科学技术大学核科学技术学院合肥230026 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610213

以核电厂主控室电气柜火灾为研究对象,利用蒙特卡洛抽样法对热释放速率和产烟率这2个参数进行抽样,并输入CFAST程序进行计算。通过统计烟气层温度和光学密度2个输出量的分布,获得主控室人员撤离时间和概率信息,为火灾概率安全分析当中... 详细信息

以核电厂主控室电气柜火灾为研究对象,利用蒙特卡洛抽样法对热释放速率和产烟率这2个参数进行抽样,并输入CFAST程序进行计算。通过统计烟气层温度和光学密度2个输出量的分布,获得主控室人员撤离时间和概率信息,为火灾概率安全分析当中事件序列定量分析提供基础数据。

关键词：蒙特卡洛主控室 CFAST程序不确定性分析

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小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

核动力工程 2020年第2期41卷 189-192页

作者：金远蒋孝蔚邓坚刘余毕树茂朱大欢杨帆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610213

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

关键词：先进压水堆耦合小破口失水事故

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

基于TACOS程序的SCWR典型事故瞬态特性研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 61-65页

作者：朱大欢田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全特性进行比较。针对SCWR-M进行完全失流事故、主泵卡轴、反应性引入事故、旁通失效的汽轮机跳闸事故分析计... 详细信息

运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全特性进行比较。针对SCWR-M进行完全失流事故、主泵卡轴、反应性引入事故、旁通失效的汽轮机跳闸事故分析计算,涵盖SCWR系统的流量非正常、反应性非正常和压力非正常瞬态分析。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 程序开发热工水力安全分析