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基于COMSOL Multiphysics的中子扩散问题求解以及气冷微堆应用分析

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原子能科学技术 2023年第3期57卷 565-575页

作者：黄政袁媛刘国明陈巧艳中国核电工程有限公司北京100840

基于三维有限元程序COMSOL Multiphysics的“系数形式偏微分方程接口”开发了中子扩散方程的求解模型,利用COMSOL Multiphysics的特征值和瞬态求解器分别对稳态和瞬态中子扩散方程进行了求解。通过与二维的2D-TWIGL基准题(包括稳态和瞬... 详细信息

基于三维有限元程序COMSOL Multiphysics的“系数形式偏微分方程接口”开发了中子扩散方程的求解模型,利用COMSOL Multiphysics的特征值和瞬态求解器分别对稳态和瞬态中子扩散方程进行了求解。通过与二维的2D-TWIGL基准题(包括稳态和瞬态工况)以及三维的3D IAEA PWR基准题的计算结果进行对比,验证了所开发中子扩散方程求解模型的正确性。针对气冷微堆堆芯进行建模,采用蒙特卡罗程序RMC生成双群和25群的群常数,利用该中子扩散求解模型开展了气冷微堆堆芯临界计算,结果分别与连续能量和多群蒙特卡罗计算参考值进行对比。结果表明:得到的有效增殖因数以及三维功率分布总体上能与对应的多群蒙特卡罗参考值较好吻合。与连续能量蒙特卡罗参考值相比,采用25能群的结果较双群划分方式更为准确。对于气冷微堆堆型,能群结构划分方式对结果精度的影响显著。采用精细能群划分能改善计算精度,但会使得求解所需资源和时间大幅上升。

关键词：高温气冷堆气冷微堆中子扩散方程 COMSOL Multiphysics 棱柱型燃料组件

基于CFD的棱柱型模块式高温气冷堆典型事故研究

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原子能科学技术 2022年第12期56卷 2543-2553页

作者：黄政周喆王贺南刘国明陈巧艳中国核电工程有限公司北京100840

为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包... 详细信息

为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包括燃料和冷却剂通道、石墨慢化剂、侧反射层以及压力容器;非能动余热排出系统采用对流边界条件简化模拟。采用C++编写点堆模块求解中子动力学,并通过动态链接库(DLL)与COMSOL实现耦合。首先计算了正常运行工况下的稳定状态;然后以该结果作为初始条件,选取3个典型事故瞬态工况开展了数值模拟,包括未失压丧失强迫流动冷却(PLOFC)事故、未失压丧失强迫流动冷却且未能停堆(PLOFC+ATWS)事故以及反应性引入且未能停堆(RIA+ATWS)事故;最后针对压力容器壁与非能动余热排出系统的辐射发射率开展了敏感性分析。计算结果表明:在本文分析的事故条件下,燃料最高温度均低于安全限值(1 620℃)且具有较大的裕量,因此均能保证堆芯燃料结构的完整性。对于PLOFC事故,提高非能动余热排出系统的换热能力能显著缓解事故后果,但对于ATWS类事故影响趋势则正好相反,需进一步开展综合分析和模型验证。

关键词：高温气冷堆 COMSOL 棱柱型燃料组件丧失强迫冷却 ATWS

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

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原子能科学技术 2022年第S1期56卷 67-73页

作者：孙晓晖孙婧王辉陈巧艳李精精龚培礼中国核电工程有限公司北京100840

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响... 详细信息

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明:在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。

关键词：放射性裂变产物气溶胶电荷分布严重事故

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多节点安全壳热工水力分析软件验证计算

哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1144-1149页

作者：孙燕宇郑云涛王鼎盛陈巧艳中国核电工程有限公司北京100840

为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究... 详细信息

为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究结果表明:ATHROC软件能够很好地模拟安全壳综合试验台架上开展的试验,计算结果合理可信,具备应用于工程设计的条件。

关键词：安全壳软件验证计算热工水力多节点建模 ATHROC 试验台架

衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

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核科学与工程 2023年第1期43卷 168-173页

作者：孙晓晖王辉陈巧艳中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100084

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰... 详细信息

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对^(131)I、^(131m)Xe、^(133)Xe、^(85)Kr和^(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对^(134)I、^(135)I、^(138)Xe、^(138)Cs和^(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。

关键词：源项评估衰变 MELCOR

严重事故有限影响准则的环境影响系数计算方法研究

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原子能科学技术 2022年第3期56卷 485-491页

作者：石雪垚黄树明丁超陈巧艳邱林杨志义中国核电工程有限公司北京100840 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机构对其进行了尝试性研究,并给出了计算CLI相关系数的计算公式和计算结果。为了制定... 详细信息

欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机构对其进行了尝试性研究,并给出了计算CLI相关系数的计算公式和计算结果。为了制定适合中国厂址的CLI,本文在国内相关研究成果的基础上,通过对CLI设计理念进行探讨,对CLI相关系数的确定方法进行了修正,并提出了一种新的确定CLI相关环境影响系数的方法,该方法确定的环境影响系数与EUR给出的相关系数相比具有一定的相似性,该方法可进一步推广至其他国内厂址,为制定适用于国内厂址的CLI提供参考。

关键词：欧洲用户要求有限影响准则环境影响系数大量放射性释放华龙一号

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贸易摩擦何以“青睐”浙江／肖圣章陈巧艳

经贸实践 2010年第5期 62-62页

作者：肖圣章陈巧艳浙江省委政研室浙江省商务厅

金融危机爆发以来，随着国际贸易大幅萎缩，市场竞争日趋激烈，迫使各国采取更为保守的贸易政策和救济措施，从而进一步加剧了国际贸易摩擦。我省作为我国最大的一般贸易出口省，更是成为贸易摩擦的重灾区。

关键词：国际贸易摩擦浙江一般贸易出口金融危机市场竞争救济措施贸易政策重灾区

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百万千瓦级核电厂超设计基准事故对策分析

核动力工程 2017年第3期38卷 154-157页

作者：陈巧艳孙婧中国核电工程有限公司北京100840

以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔化情况下,SBLOCA时执行充-排操作的时间窗口为1800 s,安全壳喷淋手动开启时间窗口为5400 s。严重事故情况... 详细信息

以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔化情况下,SBLOCA时执行充-排操作的时间窗口为1800 s,安全壳喷淋手动开启时间窗口为5400 s。严重事故情况下,操纵员需要对一回路卸压,针对二代改进型压水堆核电厂,避免堆芯熔化的时间窗口为300 s,避免压力容器损坏的时间窗口为3000 s。通过计算分析,给出设计扩展工况不同情况下安全设施需求及操纵员操作时间窗口。

关键词：小破口超设计基准事故一级PSA 事故规程

基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

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原子能科学技术 2023年第6期57卷 1182-1192页

作者：黄政张朔婷董建华王贺南刘国明陈巧艳堵树宏中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所北京100840

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响... 详细信息

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

关键词：高温气冷堆气冷微堆非能动余热排出系统 COMSOL Multiphysics 自然循环