检索结果-南通市图书馆

IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析

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核动力工程 2018年第5期39卷 126-132页

作者：张小英刘法钰陈焕栋中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082

以某1000 MW压水堆为例,利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热,计算下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况,同时通过有限元分析程序计算下封头壁面的各瞬态温度场和烧蚀引起的热应力/应变情况,... 详细信息

以某1000 MW压水堆为例,利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热,计算下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况,同时通过有限元分析程序计算下封头壁面的各瞬态温度场和烧蚀引起的热应力/应变情况,分析压水堆RPV下封头在压力容器内熔融物滞留-压力容器外冷却(IVR-ERVC)下的结构完整性。计算结果表明:(1)芯熔融坍塌后200 s下封头壁面开始熔融,最薄厚度直线下降;3000 s后熔融区沿下封头内壁呈一片柳叶形状分布;(2)下封头内表面的吸热热流大于外表面的散热热流,在两层熔池界面处内外表面热流密度达到最大值;(3)RPV下封头热应力在0～400 s时集中于下封头内壁面;在400s后,下封头内壁面热应力逐渐减小,形变量逐渐增大,下封头完整性可以得到保证;(4)2000 s以后,RPV下封头烧蚀损伤处内外壁面均产生应力集中,下封头烧蚀处内外壁应力值均大于许用应力,在2000 s后有可能发生断裂,在烧蚀损伤边缘处可能出现破口。

关键词：堆芯熔融物堆积 RPV下封头温度热应力应变有限元分析

基于漂移流模型的蒸汽发生器稳态热工水力分析

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原子能科学技术 2015年第3期49卷 447-454页

作者：张小英陈焕栋乔磊厉井钢华南理工大学电力学院广东广州510640 中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采... 详细信息

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采用四方程漂移流模型,建立基于交错网格的一阶迎风差分方程,通过热平衡-自然循环压降的交叉迭代计算得到稳态热工水力参数。利用程序计算了秦山300 MW核电厂100%、75%、50%、30%、15%功率稳定运行工况下的热工水力特性,并与RELAP5的计算结果进行比较,两组结果一致性较好。

关键词：蒸汽发生器热工水力特性稳态分析四方程漂移流模型

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

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核动力工程 2020年第5期41卷 24-29页

作者：刘法钰张小英陈佳跃陈焕栋袁园中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082

为获得螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)螺旋换热管内两相流动换热特征,以国际革新安全反应堆(IRIS)HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型,分析了稳态工况下,不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响,并将所建... 详细信息

为获得螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)螺旋换热管内两相流动换热特征,以国际革新安全反应堆(IRIS)HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型,分析了稳态工况下,不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响,并将所建立的HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型与计算流体力学软件(CFX)三维流动换热计算相结合,对HCOTSG稳态工况下螺旋管内精细的热工水力参数进行计算。通过HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型计算得到HCOTSG稳态工作时沿管程的相关热工水力参数;通过CFX三维模拟发现螺旋管横截面流体流速和温度分布不均匀现象,得到螺旋内侧流体温度高于螺旋外侧,螺旋内侧流体速度低于螺旋外侧,螺旋内侧流体比螺旋外侧流体先开始沸腾的结论。因此,本研究对于HCOTSG稳态运行和螺旋换热管事故分析具有指导作用。

关键词：螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG) 一、二次侧耦合热工水力特性 CFD模拟

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海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

原子能科学技术 2015年第10期49卷 1758-1765页

作者：李志威张小英陈焕栋白宁历井钢华南理工大学电力学院广东广州510640 中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序... 详细信息

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。

关键词：海洋条件压水堆运动附加力子通道程序

低流速下燃料包壳表面污垢沉积的传热计算分析

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华南理工大学学报（自然科学版） 2015年第8期43卷 1-8页

作者：张小英尹盛晖卢向晖林维青王婷陈焕栋华南理工大学电力学院广东广州510640 中科华核电技术研究院广东深圳518026

针对核电站发生破口失水事故后碎片在燃料包壳外表面形成污垢沉积的现象,采用一维模型建立了燃料包壳和周围冷却剂温度场的数值计算模型,与流体动力学分析软件CFX模拟结果进行对比,分析污垢厚度、污垢导热系数以及冷却剂流速对包壳温升... 详细信息

针对核电站发生破口失水事故后碎片在燃料包壳外表面形成污垢沉积的现象,采用一维模型建立了燃料包壳和周围冷却剂温度场的数值计算模型,与流体动力学分析软件CFX模拟结果进行对比,分析污垢厚度、污垢导热系数以及冷却剂流速对包壳温升的影响,并分析包壳温升瞬态变化.经计算发现,此计算模型计算结果与CFX模拟结果相近,最大相对偏差为2%.经分析发现污垢的产生导致包壳外表面温度突升,且温度升高的幅度随着污垢厚度增大而增大,随着污垢导热系数的减小而增大.存在一个临界冷却剂入口流速,当入口流速低于临界值时,堆芯内将产生沸腾危机.

关键词：燃料棒污垢增长沸腾传热流动流量临界热流密度

10kV架空配电线路避雷器感应雷保护特性分析

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高压电器 2013年第4期49卷 122-127页

作者：唐军孔华东陈焕栋陈军许志斌许志荣刘刚华南理工大学电力学院广州510640 广东电网公司佛山供电局佛山528000

笔者首先根据电磁场理论分析雷击大地时在导线上产生的感应过电压分布情况。其次,通过引入击距的概念计算各种雷电流幅值在导线上产生的感应雷过电压最大值,并得出造成感应雷过电压的最小雷电流幅值。结合以上两者分析,提出在绝缘子串... 详细信息

笔者首先根据电磁场理论分析雷击大地时在导线上产生的感应过电压分布情况。其次,通过引入击距的概念计算各种雷电流幅值在导线上产生的感应雷过电压最大值,并得出造成感应雷过电压的最小雷电流幅值。结合以上两者分析,提出在绝缘子串发生闪络之前,附近避雷器率先动作以达到防止绝缘闪络的目的,因此根据感应雷过电压分布情况和避雷器动作条件求取避雷器的感应雷过电压保护范围,得出避雷器感应雷保护范围与雷电流幅值存在正相关性的结论。最后,根据计算实例和实际情况得出不同避雷器安装密度对感应雷和直击雷的防护效果,为电力部门对10 kV配电线路避雷器的配置提供依据。

关键词：避雷器保护范围感应雷电磁场动作电压安装密度最大感应雷过电压击距

压力容器下封头在堆芯熔融物加热作用下的烧蚀过程及热应力分析

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压力容器下封头在堆芯熔融物加热作用下的烧蚀过程及热应力分析

Steady thermal hydraulic characteristics of nuclear steam generators based on the drift flux code model

中国核学会2017年学术年会

作者：张小英刘法钰陈焕栋中山大学

在反应堆堆芯突然发生熔融坍塌后,堆芯熔融物沉积在反应堆压力容器(RPV)下封头壁面上,引起下封头产生严重的热烧蚀和较大热应力,严重威胁RPV下封头的结构安全性。本文以1000 MW压水堆为例,通过数值模拟分析方法,研究堆芯熔融坍塌后RPV... 详细信息

在反应堆堆芯突然发生熔融坍塌后,堆芯熔融物沉积在反应堆压力容器(RPV)下封头壁面上,引起下封头产生严重的热烧蚀和较大热应力,严重威胁RPV下封头的结构安全性。本文以1000 MW压水堆为例,通过数值模拟分析方法,研究堆芯熔融坍塌后RPV下封头的传热烧蚀和热应力情况。利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热,计算了下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况,并通过有限元分析程序计算壁面的应力应变情况。计算结果表明:(1)堆芯熔融池的体积和高度随着堆芯熔融物在RPV下封头内沉积时间增加而增长。据统计结果显示,堆芯熔融池体积为22.9 m,高度为3.24 m;其中氧化铀熔融物体积为8.9 m,堆芯、RPV壁面及下支撑板的金属熔融物体积为14m;(2)在铀氧化物熔融层与压力容器内壁和金属熔融层底部接触面都有一层冷凝壳。氧化铀熔池的上冷凝壳层厚度0.01m,侧冷凝壳层厚度随极角增大而变薄,氧化铀熔池顶部冷凝壳层最薄为0.01m,下封头底部冷凝壳层厚度最厚为0.12 m。(3)芯熔融坍塌后200 s下封头壁面开始熔融,此后直至2 500 s壁面的最薄厚度直线下降,2 500 s时达到最小为0.04 m,其后最薄厚度不再变化,但熔融区域进一步扩大。(4)4 000 s和5 000 s时下封头壁面熔融区形状和温度分布基本相同,熔融区沿下封头内壁呈一片柳叶形状分布。(5)下封头内表面的吸热热流大于外表面的散热热流,在两层熔池界面处内外表面热流密度达到最大,分别为750 kW/m和250 kW/m;在金属熔池部分内表面热流迅速下降并维持恒定为400 kW/m,外表面热流随极角增大持续下降。

关键词： RPV下封头堆芯熔融壁面热传导烧蚀热应力

来源： cnki会议评论

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Nuclear Science and Techniques 2014年第5期25卷 78-85页

作者：张小英陈焕栋白宁朱元兵任志豪黄凯 School of Electric Power South China University of Technology China Nuclear Power Technology Research Institute

To investigate the steady thermal hydraulic characteristics of U-tube steam generator(SG), a 1D simulation code based on the four-equation drift flux model is developed. The U-tube channels presumably consist mainly of the primary channel, secondary channel, and tube wall. In the sub-cooling regions of the primary and secondary channels, flow is simulated using the single-phase flow model, whereas that in the boiling regions of the secondary channels is simulated using the four-equation drift flux model. The first-order equations of upwind difference are derived based on the staggered grid. Steady-state thermal hydraulic parameters are obtained with a cross-iteration scheme of heat balance and natural circulation requirement. The developed code is applied to analyze the SG behavior of the Qinshan I Nuclear Power Plant under 100%, 75%, 50%, 30%, and 15% power conditions. Analysis results are then compared with the simulation results obtained using RELAP5.

关键词：热工水力特性漂移流模型蒸汽发生器秦山核电站代码基础通量一维模拟

基于漂移流模型的核电蒸汽发生器稳态热工水力分析程序

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基于漂移流模型的核电蒸汽发生器稳态热工水力分析程序