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轻水反应堆严重事故包壳氧化仿真模型评估被引量：6: 2014年; 在轻水反应堆严重事故工况下,锆合金包壳与蒸汽的氧化反应对事故进程和事故后果有着重要的影响。诸多的锆合金包壳高温蒸汽氧化仿真模型在模拟准确度上存在差异。为提高核电事故模拟仿真的准确性,借助RELAP5与SAP(Severe Accident Program)耦合程序,利用OECD国际基准题(ISP-45)QUENCH-06试验对核电厂严重事故分析过程中使用的氧化仿真模型进行评估,以筛选出计算精确度更高的氧化仿真模型。分析结果得知Cathcart-Pawel&Volchek-Zvonarev氧化仿真模型在包壳温度的预测、氢气产量和包壳氧化厚度都能够很好的与试验测量值保持一致,其计算准确性优于其它关系式。; 石兴伟石兴伟赵国志; 关键词：核安全

基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析: MELCOR2.1程序,建立了CAP1400主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段5.08cm小破口触发严重事故为研究对象,对严重事故进程进行研究,对缓解措施的功能进行了分析和评价.研究结果表明:CAP...; 石兴伟靖剑平毕金生兰兵王昆鹏高新力张春明; 关键词：核电厂安全系统安全壳事故处理

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...; 高新力靖剑平石兴伟王昆鹏孙微庄少欣李远山; 关键词：辐射换热

PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析被引量：6: 2017年; 钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。; 石兴伟雷蕾兰兵胡健乔雪冬靖剑平

基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析被引量：1: 2017年; 本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面"冷凝—导热—蒸发"通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。; 胡健温丽晶石兴伟雷蕾许超乔雪冬倪陈宵; 关键词：传热特性

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究被引量：1: 2017年; 应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。; 石兴伟兰兵靖剑平毕金生张春明; 关键词：严重事故

CERT试验台架传热特性比例分析失真评价: 2018年; 非能动安全壳冷却系统(Passive containment cooling system,PCS)是大型先进压水堆核电厂专设安全系统之一,壳外冷却水膜在事故发生后对壳内的降温降压过程有着重要的作用。为了分析LOCA(Loss of Coolant Accident)事故工况下PCS整体响应过程的主要传热现象,验证PCS设计水膜覆盖率的安全裕度,本文利用安全壳专用分析程序分别对PCS原型系统和模拟试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT)进行建模,分析基准工况和恶劣工况下安全壳内的传热相关无量纲参数群((47)群)及其相似准则数((47)比)的变化,比较影响PCS降温降压能力的不同能量传递方式的重要程度,同时对其在试验台架上出现的失真度进行评价。结果表明,安全壳外冷却水膜建立后,壳内破口能量主要通过壳内壁面蒸汽冷凝和壳外壁面水膜蒸发载出,相应物理现象在台架模拟试验中应优先准确模拟;此阶段壳内热阱传热失真度较大,但由于其换热量很低可以忽略不计。通过传热特性失真评价认为,CERT试验台架可以有效模拟原型PCS在小水膜覆盖率时的传热现象。; 胡健石兴伟雷蕾许超温丽晶乔雪冬; 关键词：传热特性

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...; 毕金生何亮石兴伟庄少欣贾斌安婕铷李远山

严重事故堆芯材料氧化分析: 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模...; 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明; 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼; 文献传递

基于CERT试验台架的PCS系统关键影响因素分析被引量：2: 2017年; 非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)是第三代非能动反应堆的专设安全系统之一,用于在事故情况下导出安全壳内热量。基于非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT),本文研究影响PCS系统冷却效果的关键因素。采用安全壳分析程序针对CERT试验台架进行建模和计算,将计算结果与试验结果进行了对比验证。在此基础上模拟了冷管段双端断裂事故喷放下的试验壳内压力响应,并对壳外冷却水流量、壳外冷却水膜覆盖率、环腔风速等关键参数进行了敏感性分析。结果表明,冷却剂丧失事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)工况下,壳内压力经历两个峰值后逐渐降低,峰值压力0.266 1 MPa。壳外冷却水流量、水膜覆盖率对冷却效果影响显著,二者的降低将造成壳内压力的升高;环腔风速的增大有一定的降压作用。; 雷蕾靖剑平乔雪冬胡健石兴伟; 关键词：非能动安全壳冷却系统

山东省滨州市滨城区黄河十二路662号电话

石兴伟

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