庄少欣
- 作品数：18 被引量：43H指数：4
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程动力工程及工程热物理更多>>
- 基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析被引量：3
- 2019年
- 非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。
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- 关键词：FLUENT自然循环
- 气冷CANDU燃料组件结构瞬态辐射换热计算
- 在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中...
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- 关键词：辐射换热
- 入口温度和流速对非能动余热排出热交换器性能影响研究
- 本文应用FLUJENT软件对非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同冷却剂入口温度和流速对热交换器换热性能的影响。随着入口温度的增加,热交换器出口温度先增大后减小,最大值出现在入口温度为260℃的情况,...
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- 关键词：数值模拟FLUENT
- 文献传递
- CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析被引量：1
- 2019年
- CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m^2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。
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- 基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究被引量：6
- 2015年
- 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。
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- 关键词：AP1000
- 整体试验台架非能动换热器的比例模化及设计被引量：2
- 2019年
- 针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足的比例关系,并以ACME台架为例进行了缩比PHX的模化设计和失真评估。结果表明:通流面积比和热源数是整体台架PHX设计应遵循的主要相似准则,浮升数和阻力数主要通过PHX系统回路阻力调节来满足;根据通流面积比和热源数相似准则设计的PHX可以满足整体台架对破口和非破口等不同类型事故的模拟要求,且具有较小的比例失真。
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- 关键词：自然循环全厂断电
- 模块式小堆超设计基准事故审评原则研究
- 核安全一直是核电厂考虑的首要问题。2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆芯熔化及放射性释放是可能存在的,核电厂安全必须考虑超设计基准事故(BDBA,Beyond De...
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- 基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析被引量：1
- 2019年
- 针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器(PRHR HX)和堆芯补水箱(CMT)间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统(RCS)瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。
- 刘宇生许超胡健庄少欣房芳芳
- 关键词：非能动安全RELAP5
- 燃料棒烧毁份额计算方法研究及改进
- 目前在反应堆安全分析中,通常使用子通道程序计算发生DNB的燃料棒份额来表示烧毁份额。在子通道分析计算中,往往会进行合理简化,并不会对每个细分子通道进行逐一模拟,因此很难通过子通道程序计算出每根燃料棒的最小DNBR,无法直...
- 雷蕾靖剑平孙微安婕铷庄少欣
- 关键词：DNB
- 文献传递
- 基于TRACE程序的大破口BEPU分析方法在独立审核计算中的应用
- 2017年
- 我国某大功率非能动压水堆首次采用标准设计的方法。本文基于TRACE程序,采用最佳估算及不确定性分析方法对该电厂大破口失水事故开展了独立审核计算,并探讨了该方法在核安全审评中的应用。最佳估算结果表明,该压水堆大破口失水事故下包壳峰值温度低于验收准则限值。该计算结果可作为独立审核计算的重要部分应用于核电厂安全审评中。
- 孙微庄少欣安婕铷靖剑平
