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基于二级PSA的应急计划区事故源项选取方法
1
作者 王海峰 赵锋 +1 位作者 张启明 殷煜皓 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期274-279,共6页
为建立包括大型堆、小型堆和其他类型核电厂用于应急计划区测算的事故源项选取方法,本研究参考国内外现行应急事故源项选取方法,特别是美国核管理委员会(NRC)最新批准的NuScale小型模块化反应堆应急源项的筛选方法,梳理国内二代改进型... 为建立包括大型堆、小型堆和其他类型核电厂用于应急计划区测算的事故源项选取方法,本研究参考国内外现行应急事故源项选取方法,特别是美国核管理委员会(NRC)最新批准的NuScale小型模块化反应堆应急源项的筛选方法,梳理国内二代改进型和三代大型压水堆核电厂现行事故源项选取并分析其共性和不足,在考虑事故机理和应急流程后,推荐基于二级概率安全评价(PSA)的应急计划区事故源项选取方法,并特别考虑地震引发的事故序列,同时分析多机组应急的影响。此方法契合NUREG-0396报告应急源项选取原则,通过实例分析表明,与目前国内大型压水堆核电厂现行事故源项选取具有一致性。本研究源项选取方法有利于不同类型机组统一应急基准,基于机组安全性和厂址应急特征开展应急准备和响应,并可用于各类堆型核电厂应急计划区事故源项的选取。 展开更多
关键词 二级概率安全评价(PSA) 源项 应急计划区 核应急
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熔盐堆应急排盐冷却系统换热管内层屏障破损传热影响
2
作者 孙亮洁 梁荣健 +4 位作者 蒋文涛 王超群 杨群 何兆忠 邹杨 《核技术》 北大核心 2026年第2期154-165,共12页
液体燃料熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,应急排盐冷却系统是其可设置的特殊安全设计。本文以熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)应急排盐冷却系统为研究对象,探究换热元件内层屏障破损对其正常余热导出功能... 液体燃料熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,应急排盐冷却系统是其可设置的特殊安全设计。本文以熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)应急排盐冷却系统为研究对象,探究换热元件内层屏障破损对其正常余热导出功能的影响。该研究基于计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟方法,通过构建传热和多相流动模型分析破损后的传热和流动现象,并对关键影响参数进行敏感性分析。结果表明,内层套管破损后,18.4%的冷却水从破损位置经气隙层流出,单根换热元件功率提升到29.434 kW,破损位置附近外层套管出现局部温度低点。敏感性分析结果表明,破损尺寸、破损位置和气隙层压力变化均会对换热元件传热产生明显影响,其中传热对破损尺寸的敏感性最强。该分析结果可以为熔盐堆应急排盐冷却系统工程设计提供研究数据。 展开更多
关键词 熔盐堆 应急排盐冷却系统 换热元件 冷却介质泄漏 计算流体动力学
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CAP1400安全级仪控系统共因失效应对和分析验证
3
作者 史国宝 王海涛 +5 位作者 王志超 任文星 吴雪雯 刘立欣 张国胜 樊普 《核安全》 2026年第1期51-59,共9页
目前,数字化仪控技术已越来越多地应用于核电厂,数字化仪控系统由于设计或使用不当引起的共因故障可能影响核电厂安全。国内外相关导则提出了仪控系统纵深防御和多样性(D3)设计要求,需要论证安全分析报告第15章始发事件叠加安全级仪控... 目前,数字化仪控技术已越来越多地应用于核电厂,数字化仪控系统由于设计或使用不当引起的共因故障可能影响核电厂安全。国内外相关导则提出了仪控系统纵深防御和多样性(D3)设计要求,需要论证安全分析报告第15章始发事件叠加安全级仪控系统共因失效后核电厂的安全性。CAP1400设置了多样化驱动系统(DAS),包含6个自动功能和10个手动功能,定性和定量评估表明多样化程度高;针对D3分析建立了分析方法体系,开展事故分析,结果表明所有事故都能得到缓解,DAS系统具有充分的纵深防御能力。 展开更多
关键词 数字化仪控 共因故障 纵深防御和多样性分析 CAP1400
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安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定影响研究
4
作者 金鑫 唐辉 +4 位作者 何凡 黄欢 吴蓓 李蒙 黄旺南 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期169-174,共6页
针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的... 针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的设备;⑤分析局部环境条件对设备鉴定以及事故处理的影响。研究结果表明,安全壳内在高能管道破口事故下存在部分隔间的局部环境条件突破整体环境条件的情况,但对于设备鉴定以及相关事故的处理不造成影响。 展开更多
关键词 设备鉴定 局部环境 事故处理 华龙一号
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不同运行参数对压力容器外部冷却临界热流密度影响实验研究
5
作者 张震 熊万玉 +4 位作者 幸奠川 昝元锋 王广金 陈德奇 徐建军 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期283-291,共9页
国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,... 国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,在强迫驱动冷却条件下,实验研究了不同运行参数对临界热流密度的影响。实验结果表明:在靠近出口的区域,随着角度的增加,临界热流密度会发生降低。在中部区域,随着角度的增加,临界热流密度随之增加,在82.5°位置处形成局部峰值。在靠近入口的区域,当入口过冷度较高(约30℃)时,入口效应的影响较为显著,入口位置的临界热流密度高于中部区域的临界热流密度。高入口过冷度工况(约70℃)条件下,冷却流量的增加对临界热流密度的影响更为明显。低入口过冷度工况(约7℃)时,过冷度和压力的变化对临界热流密度的影响更为明显。 展开更多
关键词 华龙一号 堆腔注水冷却系统 运行参数 临界热流密度 实验研究
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基于导流板优化方案的非能动安全壳水膜蒸发传热传质试验研究
6
作者 王国栋 黄思洋 +1 位作者 张迪 史国宝 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期87-96,共10页
为了缩短核电厂建造周期、提升运维便利性和降低设备造价,本文提出了一种非能动核电厂空气导流板优化方案,为论证该方案,搭建了1∶4缩比的非能动安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET),基于COCOVET空气对流传热试验,借助粒子图像测速(PIV... 为了缩短核电厂建造周期、提升运维便利性和降低设备造价,本文提出了一种非能动核电厂空气导流板优化方案,为论证该方案,搭建了1∶4缩比的非能动安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET),基于COCOVET空气对流传热试验,借助粒子图像测速(PIV)工具将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化。在明晰空气流动传热特性后,开展水膜蒸发传热传质试验,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流水膜蒸发传热传质现象,通过对比试验数据和程序模拟结果,论证安全分析程序模拟导流板优化方案的可行性。研究结果表明:在PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入PCS环腔上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,“水膜-空气”为偏自然对流类型的混合对流传热传质过程,加热面热流密度沿高度方向基本不变;在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的传热“入口效应”,加热面热流密度呈现先迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验测量值符合良好,适用于模拟水膜蒸发传热传质过程。研究结果支撑了非能动核电厂导流板优化方案,也丰富了混合对流类型的传热传质研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板优化方案 非能动安全壳冷却系统(PCS) 水膜蒸发传热传质 安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET) 程序适用性
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基于三维物理热工耦合方法的控制棒组失控抽出事故分析
7
作者 陈静 陈超 +2 位作者 蒋校丰 张健夫 任一飞 《核技术》 北大核心 2026年第2期190-200,共11页
VVER(Vodo-Vodyanoy Energetic Reactor)机组反应性引入事故中堆芯物理和热工现象之间存在强烈的相互作用,为了更详细准确地模拟事故进程和后果,基于三维物理热工耦合方法开展反应性引入事故分析。采用内耦合的方式和松耦合的数据传递方... VVER(Vodo-Vodyanoy Energetic Reactor)机组反应性引入事故中堆芯物理和热工现象之间存在强烈的相互作用,为了更详细准确地模拟事故进程和后果,基于三维物理热工耦合方法开展反应性引入事故分析。采用内耦合的方式和松耦合的数据传递方案,将三维中子动力学程序联合接口函数编译为动态链接库,准三维热工水力系统程序作为主导,实现物理和热工程序的耦合。采用VVER-1000型电厂主泵4切1试验对耦合程序计算结果的可靠性进行验证,基于耦合程序开展最小可控功率水平下控制棒组失控抽出事故的计算分析。通过建立堆芯物理模型和系统的热工水力模型并考虑中子学参数的不确定性,进行了程序间的对比验证。计算结果表明:所获得的事件序列以及安全相关重要参数的极值均与最终安全分析报告(Final Safety Analysis Report,FSAR)的相近,主要热工水力参数的瞬态响应过程总体上符合较好。堆芯热通道轴向相对功率峰值为3.07。堆芯最小偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)为2.34,燃料棒最高温度为1061.3℃,与限值相比均有较大裕量。三维物理热工耦合方法对于准确可靠地模拟VVER机组反应性引入事故有重要的意义。 展开更多
关键词 VVER机组 反应性引入事故 三维物理热工耦合方法 事故分析 动态链接库
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VVER机组事故分析耦合程序开发及应用
8
作者 陈静 陈超 +2 位作者 蒋校丰 任一飞 张健夫 《核安全》 2026年第1期1-9,共9页
针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机... 针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机组硼酸误稀释事故的瞬态模拟,分析事故进程和一、二回路参数随时间的变化。最后,评估了重要安全参数与验收准则的符合情况。结果表明:耦合程序的模拟结果与电厂实测值符合得较好。事故分析所获得的物理热工参数的变化趋势与FSAR总体上具有一致性,极值相差较小。验证了所开发的耦合程序计算能力和可靠性。燃料最高温度和最小DNBR等均满足验收准则的要求。本研究所开发的物理热工耦合程序为VVER机组事故分析提供了有效可靠的模拟工具。 展开更多
关键词 VVER机组 事故分析 物理热工耦合 硼酸误稀释
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IDHEAS-ECA方法在核电厂严重事故下人员可靠性分析中的应用
9
作者 张佳佳 张明珠 +3 位作者 种毅敏 宫宇 钱鸿涛 依岩 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期205-213,共9页
严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方... 严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方法适用性欠佳。2022年,美国核管会推出适用于全部风险指引监管活动的事件和状态评估综合人因事件分析(IDHEAS-ECA)方法,为相关研究指明方向。本文对IDHAES-ECA方法进行了研究和凝练,提出了严重事故下HRA需要特殊考虑的绩效影响因子(PIF)。以某华龙一号核电厂严重事故下一回路注水为案例,应用IDHEAS-ECA方法开展了定量化分析,同时采用国内常用的SPAR-H方法与IDHEAS-ECA方法结果进行对比和讨论。分析表明,SPAR-H方法现有模型由于其固有缺陷,且无实证数据支撑,无法适用于严重事故下的HRA,而IDHEAS-ECA方法由于其完善的PIF和认知模型,更能适应当下工程项目全范围PSA的应用需求,也代表当前国际最新的认知水平。本研究可为核电工程项目和核安全领域采用IDHAES-ECA方法提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 人员可靠性分析 概率安全分析 事件和状态评估综合人因事件分析 绩效影响因子
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环境气氛对石墨球摩擦产粉及粉尘粒径粒形特征影响的研究
10
作者 郭丽潇 黄淑龙 +3 位作者 张宇航 刘莹 曹健 姜子琪 《辐射防护》 北大核心 2025年第4期388-395,共8页
通过自主设计的摩擦磨损实验,针对高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)使用的同工艺、同材质石墨球开展了不同气氛环境条件下石墨球的摩擦磨损行为研究,并对石墨粉尘的粒径、粒形等物理性质进行了表征。结果表明,与空气相比,氦气气氛中摩... 通过自主设计的摩擦磨损实验,针对高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)使用的同工艺、同材质石墨球开展了不同气氛环境条件下石墨球的摩擦磨损行为研究,并对石墨粉尘的粒径、粒形等物理性质进行了表征。结果表明,与空气相比,氦气气氛中摩擦形式以磨粒磨损为主,石墨粉尘在氦气气氛中产生的颗粒数量更多,但粒径更小;石墨球表面摩擦掉粉量和掉粉率与气氛无明显相关,主要与初始表面粗糙度直接相关,一颗石墨球的平均最大掉粉量约为160 mg;摩擦产生的石墨粉尘颗粒为鳞片状,石墨粉尘的球形度中值为0.84,长径比中值为0.61。 展开更多
关键词 高温气冷堆 石墨粉尘 摩擦磨损
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快速增压自由汽泡冷凝相间换热实验研究
11
作者 邓杰文 黄涛 +4 位作者 朱隆祥 潘良明 孙皖 张卢腾 马在勇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1294-1301,共8页
在使用系统分析计算程序计算一回路及二回路流体参数中,采用两流体模型计算空泡份额和流体温度会有更准确的预测效果。在两流体模型中需要确定的一个重要参数是汽泡冷凝相间换热系数。本实验中,通过对加热板产生并漂浮在大空间中的饱和... 在使用系统分析计算程序计算一回路及二回路流体参数中,采用两流体模型计算空泡份额和流体温度会有更准确的预测效果。在两流体模型中需要确定的一个重要参数是汽泡冷凝相间换热系数。本实验中,通过对加热板产生并漂浮在大空间中的饱和汽泡快速增压,使汽泡冷凝并计算得到相间换热系数。实验工况的压力范围为0.10~2.53 MPa,实验的雅可比数为5.46~17.41。实验中提出对压力快速变化过程的相间系数处理方法,拟合得到努塞尔数的表达式,平均误差为23.5%。拟合的关系式与实验数据进行对比验证,预测平均误差为21.32%。 展开更多
关键词 汽泡冷凝 快速增压 相间换热系数
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核电厂SPAR-H方法中的绩效形成因子优化研究 被引量：1
12
作者 卓钰铖 仇永萍 +4 位作者 刘鹏 李志忠 雷文静 谭笑 邱益民 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期911-919,共9页
核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂... 核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂风险分析HRA(SPAR-H)方法由于使用便利等特点,在我国得到了极其广泛的应用。但同时SPAR-H方法可能导致结果的阶跃性问题、所考虑的绩效形成因子(PSF)的合理性、PSF不同级别的选取标准模糊等问题也越来越受到关注。本文结合多年的工程实践经验、理论研究和对核电厂众多操纵员的调查走访,对SPAR-H方法的PSF类别、各PSF的分级颗粒度和评价准则、各PSF级别的修正因子等内容进行了优化尝试,并结合实证数据进行了方法的效度验证。分析结果表明,PSF优化后的SPAR-H方法在人员可靠性定量分析中表现出较好的效度,且具备工程上的可实施性。本文方法可为核电厂人员可靠性分析领域的方法开发和工程应用提供参考。 展开更多
关键词 人员可靠性分析 概率安全评价 SPAR-H方法
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月球表面热管熔盐堆概念设计 被引量：1
13
作者 刘坤 林铭 +3 位作者 李锐 左献迪 程懋松 戴志敏 《核技术》 北大核心 2025年第6期129-140,共12页
在月球建立基地是人类探索太空的第一步,而为基地提供稳定可靠的能源是最重要的方面之一。与太阳能相比,核能具有高功率、比质量低、使用寿命长、可全天候供电等优点,是月球表面基地能源供给的理想选择。基于100 kWe的供电需求,设计了... 在月球建立基地是人类探索太空的第一步,而为基地提供稳定可靠的能源是最重要的方面之一。与太阳能相比,核能具有高功率、比质量低、使用寿命长、可全天候供电等优点,是月球表面基地能源供给的理想选择。基于100 kWe的供电需求,设计了月球表面热管熔盐堆。使用SCALE 6.1开展了中子物理与屏蔽分析。基于热管的黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限,采用热阻网络法模拟热管传热,并耦合计算流体力学方法进行了正常工况下全堆芯热工流体分析。分析结果表明:通过三分区堆芯布置可以展平功率;在不需要额外屏蔽和换料的情况下,反应堆可以满功率运行20年;热管传热功率低于传热极限,热管工作在温度限值之内,符合设计要求。整体设计满足月球基地初步建设工作的需求,也可为星球表面熔盐堆设计提供参考。 展开更多
关键词 月球表面 热管 熔盐堆 热阻网络法 分区布置
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蒸汽发生器二次侧异物磨损特性及评估方法研究 被引量：1
14
作者 施少波 童伟 +1 位作者 王泽武 胡佳顺 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期463-469,共7页
传热管作为一回路压力边界的薄弱环节,蒸汽发生器二次侧留存异物对其磨损情况,需要进行定量的分析评估,以制定对应的管理措施。首先分析了异物磨损传热管磨损特性,然后参考美国电力研究院(EPRI)提出的异物动力学模型、流体力计算方法,利... 传热管作为一回路压力边界的薄弱环节,蒸汽发生器二次侧留存异物对其磨损情况,需要进行定量的分析评估,以制定对应的管理措施。首先分析了异物磨损传热管磨损特性,然后参考美国电力研究院(EPRI)提出的异物动力学模型、流体力计算方法,利用Archard黏着磨损计算模型,建立了异物磨损寿命计算方法,绘制了蒸汽发生器二次侧异物磨损寿命评定流程图,并进行了模型验证分析。最后以某核电厂的实际异物为研究对象,进行了传热管磨损损伤寿命计算,其中最大的异物对传热管磨损寿命约为7年,短期对传热管的安全运行影响很小。研究方法和成果对行业内二次侧异物磨损定量评估分析具有一定的参考价值。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 二次侧异物 磨损评估
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空间核反应堆电源风险安全目标研究
15
作者 胡文军 李世锐 +2 位作者 任丽霞 骆志平 刘森林 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2042-2047,共6页
本文针对空间核反应堆电源(简称空间堆)在各阶段面临的安全风险特点,参考传统地面核设施安全目标的制定方法,研究适用于空间堆的安全目标体系。通过分析空间堆发射阶段的安全风险以及核电厂安全目标的制定过程及内涵,结合航天行业安全... 本文针对空间核反应堆电源(简称空间堆)在各阶段面临的安全风险特点,参考传统地面核设施安全目标的制定方法,研究适用于空间堆的安全目标体系。通过分析空间堆发射阶段的安全风险以及核电厂安全目标的制定过程及内涵,结合航天行业安全风险定量化数据,参考国际空间堆安全的相关法规标准,系统性地提出了“定性-定量-概率”3个层次的空间堆风险安全目标体系:定性安全目标要求保护地球生态圈免受明显辐照风险、对外层空间轨道无显著污染附加风险、对航天器无额外事故风险;定量安全目标限定设计基准事故对个人的最大有效剂量≤5 mSv,且空间堆故障导致航天器灾难性故障的风险需与其他电源相当;概率安全目标包括发射事故下意外临界条件概率小于10^(-3)、运行阶段因堆故障致航天器灾难性故障概率小于10^(-2)、运行阶段航天器解体概率小于10^(-5)。本文提出空间堆3个层次的风险安全目标体系,可系统性指导空间堆安全设计与风险评估,为空间堆安全标准制定提供理论支撑。 展开更多
关键词 空间核反应堆 风险 安全目标
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熔盐堆水冷应急排盐系统换热元件外层泄漏对传热特性影响
16
作者 孙亮洁 梁荣健 +5 位作者 蒋文涛 王超群 杨群 何兆忠 邹杨 徐洪杰 《核技术》 北大核心 2025年第7期361-370,共10页
液态燃料熔盐堆是当前国际研究焦点之一,应急排盐系统是其可设置的特有安全重要系统。本文对水冷应急排盐系统进行研究,探究双层换热元件外套管泄漏对传热特性的影响及其关键影响因素。该研究基于计算流体动力学模拟方法,建立了包含冷... 液态燃料熔盐堆是当前国际研究焦点之一,应急排盐系统是其可设置的特有安全重要系统。本文对水冷应急排盐系统进行研究,探究双层换热元件外套管泄漏对传热特性的影响及其关键影响因素。该研究基于计算流体动力学模拟方法,建立了包含冷却水沸腾、熔盐凝固的多相流动传热模型;基于该模型,分析了外层套管泄漏后换热元件传热和流动现象;并研究了换热元件传热对泄漏尺寸、泄漏位置和气隙层压力的敏感性。结果表明,外层套管泄漏后短时内,熔盐进入气隙层,导致换热元件换热功率上升,自然循环速率加快。若泄漏尺寸小于临界值,熔盐凝固在气隙层中阻碍进一步泄漏,否则熔盐从气隙层流出,且换热元件内冷却水出现周期性振荡。此外,不同的泄漏位置和气隙层压力均影响换热元件的流动状态和功率。该分析结果可以为液态燃料熔盐堆应急排盐系统工程设计研究提供研究数据。 展开更多
关键词 熔盐堆 应急排盐系统 换热元件 泄漏分析 计算流体动力学
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基于深度学习的熔盐堆多参数预测方法研究
17
作者 王超群 王凯 +2 位作者 杨群 何兆忠 王纳秀 《核技术》 北大核心 2025年第9期145-155,共11页
熔盐堆是第四代核反应堆的候选堆型之一,对其关键运行参数进行精准预测,不仅可以揭示反应堆的运行状态,而且能够对异常工况提前预警,为操纵员提供决策支持和技术指导。为此,本文基于深度学习算法对熔盐堆关键参数开展预测研究,以期优化... 熔盐堆是第四代核反应堆的候选堆型之一,对其关键运行参数进行精准预测,不仅可以揭示反应堆的运行状态,而且能够对异常工况提前预警,为操纵员提供决策支持和技术指导。为此,本文基于深度学习算法对熔盐堆关键参数开展预测研究,以期优化熔盐堆的运行状态监测效率并辅助决策过程。采用RELAP5-TMSR程序建立生成数据集的熔盐堆系统安全分析模型,基于自编码器(Autoencoder,AE)、长短时记忆网络(Long Short-Term Memory,LSTM)和门控循环单元(Gated Recurrent Unit,GRU)等深度学习方法建立熔盐堆多参数预测模型,并对噪声下模型的鲁棒性进行分析和优化。结果表明,基于AE-GRU方法的熔盐堆多参数预测模型性能优越,具有极高的预测准确率和较强的泛化能力,预测参数的平均相对误差均低于0.04%,且在噪声环境下依然展现了较高的稳健性,满足工程应用需求。因此,基于AE-GRU方法的熔盐堆多参数预测模型能够准确预测反应堆运行状态,可为熔盐堆运行决策提供参考。 展开更多
关键词 熔盐堆 深度学习 多参数预测 鲁棒性优化
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高温钠管道膨胀节设计及性能影响研究
18
作者 梁胜莹 刘凯 +1 位作者 王国芝 刘一哲 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期128-133,共6页
快堆电站钠管道上设置膨胀节来吸收热补偿位移,可降低管道、支吊架布置难度,有效缩短钠管道长度和弹簧支吊架数量,实现设备紧凑化布置,缩小工艺间尺寸,提高经济性。为了支持一体化快堆工程建设,需对高温钠管道膨胀节开展设计研究。根据... 快堆电站钠管道上设置膨胀节来吸收热补偿位移,可降低管道、支吊架布置难度,有效缩短钠管道长度和弹簧支吊架数量,实现设备紧凑化布置,缩小工艺间尺寸,提高经济性。为了支持一体化快堆工程建设,需对高温钠管道膨胀节开展设计研究。根据相关规范,采用公式法对膨胀节关键结构参数进行设计计算,研究了膨胀节关键结构参数对膨胀节长度、吸收位移和刚度等性能的影响。研究发现,膨胀节壁厚、波纹平均半径、波高对膨胀节的性能均有不同程度影响,计算结果表明,随波距的增加,膨胀节最大可吸收轴向位移也逐渐增加。当波距一定时,随波高的增加,膨胀节最大可吸收轴向位移也会增加。在设计膨胀节时可适当增加波高,以降低刚度。若膨胀节吸收的位移越大,相应的疲劳次数减少。在满足最小疲劳寿命需求下,单位波纹展开长度吸收位移越大,膨胀节的总长度越小,可提高膨胀节制造经济性。综上,膨胀节的结构参数影响膨胀节的吸收位移、刚度、疲劳寿命等性能。在设计膨胀节时,通过选取合适的波高、波距等结构参数,使膨胀节在满足性能要求基础上提高经济性。 展开更多
关键词 高温钠管道 膨胀节 波高 波距 吸收位移 刚度
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民用核动力船舶安全及概念设计研究 被引量：1
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作者 程相茹 《机械工程师》 2025年第1期82-87,91,共7页
由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等... 由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等方面进行概念设计思考,最后从技术、经济等方面分析了阻碍民用核能船舶发展停滞的原因。 展开更多
关键词 民用船舶 核动力 安全分析 概念设计
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CPR1000蒸汽发生器多功率水平下流动特性数值模拟研究
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作者 姜莹莹 夏虹 +4 位作者 原庆辉 孙兰昕 黄学颖 贾朱钧 尹文哲 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期657-664,共8页
蒸汽发生器管、壳侧流场的换热过程及壳侧流场相变仿真是核电性能与安全研究中的重要内容。为了探究不同功率水平下蒸汽发生器热工分布规律,基于欧拉两流体模型和壁面沸腾(RPI)模型,对100%、75%和50%功率水平的蒸汽发生器流场进行数值模... 蒸汽发生器管、壳侧流场的换热过程及壳侧流场相变仿真是核电性能与安全研究中的重要内容。为了探究不同功率水平下蒸汽发生器热工分布规律,基于欧拉两流体模型和壁面沸腾(RPI)模型,对100%、75%和50%功率水平的蒸汽发生器流场进行数值模拟,得到管、壳侧流场随功率水平变化的规律,局部横流速度在不同功率水平的分布情况,可为蒸汽发生器多工况运行特性研究及优化工程设计提供数据支撑和科学依据。 展开更多
关键词 CPR1000 蒸汽发生器 沸腾相变 CFD 多功率水平
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