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基于CART-LSTM算法的压水堆LOCA诊断方法
1
作者 孙哲俊 王于龙 +1 位作者 魏新宇 孙培伟 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期212-217,共6页
失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。... 失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。分类与回归树(CART)是一种常用的分类方法,具有分类速度快、准确率高、可读性强等特点。本文提出一种基于CART-LSTM的压水堆LOCA诊断方法,利用LOCA的数据集对诊断模型进行训练并优化参数,然后将训练好的模型用于LOCA诊断,从而实现对LOCA的早期快速诊断。结果表明,基于CART-LSTM的诊断方法能够准确判断LOCA的位置以及具体的破口尺寸。 展开更多
关键词 失水事故(loca) 故障诊断 长短期记忆(LSTM) 决策树
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核级压力变送器LOCA试验方法研究
2
作者 李卫民 马象睿 +1 位作者 郑骈垚 闫继锋 《自动化仪表》 2025年第9期13-17,共5页
基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOC... 基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOCA试验过程的样机热传导进行了研究。分析了LOCA环境条件对仪表性能的影响,并对试验全过程提出了快速瞬变阶段和渐变阶段的划分。基于多次LOCA试验探究的数据基础,以及模拟工况的目标要求,对LOCA试验的不同阶段提出了差异化的监测方法,并对验收准则提出了推荐性意见。同时,创新性地提出了一种提高试验可靠性的包含旁路压力监测的LOCA试验监测系统连接方法。对核级压力变送器的LOCA试验细则,从试验方法、监测方法、验收准则等方面进行了详细阐述,并提出了推荐性意见。该研究有利于LOCA试验方法的规范化,可为同类仪表的试验验证提供参考。 展开更多
关键词 核级压力变送器 设计基准事故 模拟失水事故 鉴定规程 试验方法 旁路监测方法
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LOCA工况下锆合金包壳的行为概述 被引量：8
3
作者 王荣山 耿建桥 +2 位作者 翁立奎 张晏玮 王锦红 《材料导报（纳米与新材料专辑）》 EI CAS 2011年第2期501-503,共3页
LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及... LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。 展开更多
关键词 loca 锆合金 ECR
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LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 被引量：2
4
作者 陈玲 尚彦龙 +2 位作者 蔡琦 申祖金 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期324-329,共6页
反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO... 反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。 展开更多
关键词 loca 安全注射系统 GO-FLOW 时序系统 可靠性
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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量：5
5
作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页
核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 loca 温度场 响应规律
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SG LOCA摇晃动力响应数值分析 被引量：2
6
作者 黄茜 余晓菲 +3 位作者 齐欢欢 冯志鹏 姜乃斌 宋海洋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期82-86,共5页
经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了... 经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比,结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响,应采用与RCL耦联的计算方式。 展开更多
关键词 蒸汽发生器(SG) 失水事故(loca) 摇晃 动力响应 非线性
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压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验 被引量：7
7
作者 黄玉才 张述诚 +5 位作者 尚成宇 高永光 陈立霞 阮於珍 张培生 吕路生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期45-51,共7页
研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能... 研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。 展开更多
关键词 失水事故 模拟燃料棒 锆包壳 压水堆
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地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究 被引量：8
8
作者 周云清 刘家正 朱丽兵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期83-86,共4页
在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求... 在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。 展开更多
关键词 地震 冷却剂丧失事故 燃料组件 安全分析
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安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究 被引量：7
9
作者 高颖贤 申亚欧 曾未 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期45-49,共5页
基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑... 基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。 展开更多
关键词 小型模块化压水堆 安注箱(ACC) 失水事故
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乏燃料水池LOCA工况事故分析研究 被引量：4
10
作者 王海涛 单建强 +1 位作者 苟军利 张博 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期136-139,共4页
以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够... 以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够采取相应的措施冷却乏燃料水池中的水,或者及时向水池中补水,能够避免燃料组件裸露。 展开更多
关键词 乏燃料水池 RELAP5 破口事故
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基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析 被引量：2
11
作者 齐欢欢 曾忠秀 +2 位作者 张毅雄 刘文进 王伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期98-102,共5页
利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与... 利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂系统 冷却剂丧失事故 非线性动力分析 ANSYS二次开发
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中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究 被引量：1
12
作者 胡星 贾江涛 +4 位作者 孟孜 倪木一 陈志斌 张斌 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期405-412,共8页
中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用M... 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。 展开更多
关键词 氦冷固态包层 事故安全 In-box loca
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氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响 被引量：1
13
作者 刘鑫 涂蒙河 +2 位作者 李燊 王辉 胡勇 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1626-1631,共6页
锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试... 锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响机制。结果表明,随氢含量的增加,在模拟LOCA试验后锆合金残余塑性下降。氢的加入对锆合金显微组织结构影响较小,氢对锆合金微观组织结构的影响不是导致锆合金残余塑性降低原因。氢的存在导致锆合金模拟LOCA试验后残余塑性下降的原因之一是氢增加造成锆合金prior-β相中吸收氧含量提高,从而降低锆合金残余塑性,其次氢可能以饱和固溶或细小的氢化物脆性相方式存在于prior-β相中,也造成锆合金残余塑性下降。 展开更多
关键词 锆合金 氢 loca 残余塑性 氧含量
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LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法 被引量：1
14
作者 张中伟 梁国兴 匡波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期33-37,48,共6页
采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进... 采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。 展开更多
关键词 loca分析 评价模型 不确定性分析 初始运行条件 峰值包壳温度
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余热排出泵电机LOCA鉴定试验关键技术研究 被引量：3
15
作者 黄文有 帅剑云 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第4期94-98,共5页
对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲... 对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲击在12 s内完成。采用水力测功机作为电机负载。水力测功机安装在LOCA试验容器外,通过中间轴与LOCA试验容器内的电机连接。为减少传动系统振动,将中间轴固定在LOCA试验容器壁面,并采用大挠度联轴器。在试验中电机平稳运行,满足试验要求。 展开更多
关键词 loca鉴定试验 热冲击 电机运转
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秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析 被引量：6
16
作者 肖忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第6期511-514,共4页
介绍了秦山二期工程燃料组件在 LOCA和 SSE同时发生的情况下，燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。
关键词 燃料组件 失水事故 安全停堆地震 事故分析
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海水温度对CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力响应的影响分析
17
作者 杨煦 杨雁宇 +3 位作者 陈秋炀 张建 邱艳菲 邵辉 《核安全》 2026年第1期78-83,共6页
通过开展CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力和温度响应对海水温度的敏感性分析,从而确定满足该事故分析验收准则的海水极端温度。该海水极端温度可为核电厂技术规格书中关于最终热阱温度的运行限制条件提供参考。计算分析表明,... 通过开展CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力和温度响应对海水温度的敏感性分析,从而确定满足该事故分析验收准则的海水极端温度。该海水极端温度可为核电厂技术规格书中关于最终热阱温度的运行限制条件提供参考。计算分析表明,当海水温度不超过35.5℃时,SEC/RRI热交换器的设计基准中关于大破口失水事故工况下RRI冷端水温的限值能够得到满足,且大破口失水事故后的安全壳内压力和温度响应满足事故分析的验收准则。如果海水温度超过该限值,由于核电厂不具备干预或恢复最终热阱水温的能力,应将机组置于不要求最终热阱可用的模式。 展开更多
关键词 海水温度 失水事故 安全壳内压力响应
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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究
18
作者 吴丹 邓坚 +4 位作者 丁书华 辛素芳 鲜麟 毕树茂 毛辉辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期188-192,共5页
反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。 展开更多
关键词 冷却剂丧失事故(loca) 燃料棒 肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布 包壳峰值温度(PCT)
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大破口LOCA喷放模拟实验启动方法研究
19
作者 幸奠川 唐明 +4 位作者 王涛 侯峰伟 昝元锋 黄军 仇子铖 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S2期146-149,共4页
地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LOCA喷放模拟实验启动压力的精确控制和高能流体的瞬间释放。压力测量结果表明:双膜放气启动压力损失最大,... 地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LOCA喷放模拟实验启动压力的精确控制和高能流体的瞬间释放。压力测量结果表明:双膜放气启动压力损失最大,单膜启动压力爬升较慢,双膜充气启动在压力损失、压力爬升速度和压力精度上都能准确模拟大破口LOCA喷放物理过程。最后采用双膜充气启动方法对双壁盒式保温结构进行射流破坏试验,结果表明本装置提供的冲击力度足够。 展开更多
关键词 大破口loca喷放模拟 启动方式 压力精度 压力爬升速度 射流破坏实验
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中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析
20
作者 陈林 张世超 +1 位作者 孟孜 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期246-252,共7页
中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采... 中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。 展开更多
关键词 双功能液态铅锂包层 RELAP5 In-box loca 压力传播
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