【摘 要】
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基于Boussinesq模型和全浮力模型原理,建立了高温差环境下Non-Boussinesq多流体域自然对流模型,通过对比高温差封闭空腔自然对流实验结果和预测结果,研究了 Boussinesq模型、全浮力模型和Non-Boussinesq模型在单流体域和多流体域高温差环境下对流速和温度的预测能力.结果表明,单流体域下Non-Boussinesq模型和全浮力模型预测的流速和温度符合实验结果,平均预测误差小于9％;Boussinesq模型在高温差环境下对流速的预测精度较低;全浮力模型不能同时保证多流体域获得合
【机 构】
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中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室,广东深圳,518172;生态环境部核与辐射安全中心,北京,102445
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基于Boussinesq模型和全浮力模型原理,建立了高温差环境下Non-Boussinesq多流体域自然对流模型,通过对比高温差封闭空腔自然对流实验结果和预测结果,研究了 Boussinesq模型、全浮力模型和Non-Boussinesq模型在单流体域和多流体域高温差环境下对流速和温度的预测能力.结果表明,单流体域下Non-Boussinesq模型和全浮力模型预测的流速和温度符合实验结果,平均预测误差小于9％;Boussinesq模型在高温差环境下对流速的预测精度较低;全浮力模型不能同时保证多流体域获得合理的流场分布;Non-Boussinesq模型能有效克服Boussinesq、全浮力模型的缺点;自然对流模型选取主要会影响内外部气体流速的预测,对容器内外部温度的预测影响较小.本研究建立的数值预测方法能够用于高温差环境下其他多流体域的自然对流的预测.
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论述了核电厂地震概率安全评价(PSA)定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题.根据定量化的概率论本质,提出了计算方法.以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析(PSHA)结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响.结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率(SCDF)的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动
当前蒸汽发生器(SG)液位控制系统手自动切换信号复制回路的设计中,液位控制器运算基准为切换时的汽水失配信号,主给水流量调节阀由手动模式切到自动模式后导致SG液位控制系统失去快速调节给水流量的前馈作用.针对该问题,结合阳江核电厂4号机组SG液位高高跳堆事件,提出了针对手自动切换操作方式和系统设计的2种优化方案.针对操作方式的优化,在主给水流量调节阀投自动前,手动平衡汽水流量;针对系统设计的优化,增加汽水失配判断环节和前馈自动补偿环节.通过SG液位扰动试验证明,所提出的优化方案能有效提高手自动切换后控制系统的
基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验(ISP47)的相关发现一致.
焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一.因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义.本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会(ASME)标准中奥氏体钢进行对比.结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅
国内AP1000、EPR、华龙一号等核电工程项目已将二级概率安全分析(PSA)源项用于应急输入,但二级PSA释放类的划分以及各释放类代表性事故序列的选取尚无明确可操作的方法,需要进一步开展研究.对比研究国内先进核电厂二级PSA释放类划分和代表性事故序列选取情况,以国内某三代先进压水堆核电厂为例,在同一释放类中根据频率和后果选取4个不同的严重事故序列开展源项计算.结果表明,同一释放类4个不同事故序列的源项结果差别较大,建议释放类划分以应用为导向,根据分析目的进行迭代,对同一释放类应选取多个事故序列进行对比分
由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用.本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列.针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析.最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了
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