摘要：应用经试验验证的计算流体动力学(CFD)程序分析第三代先进核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)空气流道阻力特性。结果表明:空气流道阻力系数随着流速的增加变化不大,主要阻力出现在空气入口、导向叶片和上升通道;导向叶片的设计可降低流动损失,可通过对叶片形状进行优化减小阻力系数;受安全壳传热需求限制,上升通道与下降通道之间的间距比取1∶3是合适的。

摘要：与核电厂安全壳大空间不同,安全壳隔间以及先进小型堆等小尺度空间中,氢气与水蒸气的混合气体流动受到壁面的限制,气流不能充分发展,可能导致氢气在某些位置积聚引发氢气风险。本文采用数值模拟与理论分析相结合的方法对小尺度空间内氢气流动分布特性进行了研究。研究发现,典型工况下小尺度空间上部形成了氢气浓度分布比较均匀的氢气浓度储备区,在中部和下部区域分别为氢气浓度过渡区和高空气浓度区;随着源项气体动量的增大,源项气体进入上部空间的能力增大,导致空间上部区域氢气浓度增大。本研究可为后续先进小型堆的氢气风险研究分析提供支持。

摘要：C语言表达功能强大,运算符丰富,表达式应用灵活,数据处理能力强,可以用于解决许多其它编程语言难以处理的复杂问题。但在实际学习和使用的过程中,因对其理解不深,可能出现各种难以预料的问题。对运算符和表达式进行了系统的解析,对容易出现问题的地方进行了强调,并提出了相应的解决方法。

摘要：一支粉笔,两袖清风,三尺讲台,四季耕耘。时光长河里,是老师把一个个45分钟,用辛劳的汗水和智慧编织成无数耀眼的光环;人生旅程中,是老师丰富了我们的心灵,培育了我们的心智,点亮了我们的希望。加里宁曾说:'教师是人类灵魂的工程师。'使得教师这一职业在人们心中变得无比的崇高。人们为这个职业确定了专属的节日。

摘要：为了防止LOCA事故后非能动堆芯冷却系统滤网被碎片堵塞,需要识别、定位和表征安全壳内保温、涂料和外来物质,以验证碎片量和碎片类型满足设计要求。结合压水堆核电站的特点,对首次装料前安全壳内非能动堆芯冷却系统滤网碎片源项的踏勘方法进行了研究,该方法为二代、三代压水堆核电站以及其他堆型核电站的安全壳踏勘提供了参考。

摘要：核电厂发生高能管道破口事故后会在一定区域内造成喷射,从而使得该区域内的材料破裂成碎片。本文基于ANSI/ANS 58.2的计算方法研究破口工况下的喷射流的喷射系数、喷射外形和喷射压力,从而获得不同工况下在不同距离处的喷射压力分布情况,并选取出对于安全壳内材料破裂最保守的破口工况。本文通过敏感性工况分析研究,发现自由膨胀流体在同一初始压力工况下随着过冷度的增加喷射压力也逐渐增大,因此建议选取过冷度高的工况作为喷射压力设计工况。此外,本文通过核电厂典型工况分析研究,发现需要根据实际电厂工况确定最大过冷度从而确定最大圆锥区域长度,并且核电厂计算破口喷射压力时可选取零功率工况作为破口设计工况。

摘要：在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM+软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,简称CFD)分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

摘要：某非能动压水堆核电站在试运行过程中发现堆芯补水箱(CMT)硼浓度异常下降,基于核电厂运行安全和专设安全系统的功能需求,需对其原因进行探究。本文依据核电站系统运行的实际经验得出取样管引入低硼水、硼扩散以及泄漏3种主要原因,并通过数值模拟的方法,使用CFD软件Star-CCM+对前两种原因分别进行了研究。结果表明,取样管引入低硼水以及CMT内正常硼扩散并不能使系统达到对应数量级的泄漏,为增强核电站的安全性,应对与堆芯补水箱相连的管道、人孔、仪表和隔离阀等装置进行仔细排查,确认泄漏位置和原因。

摘要：本文结合法规规范的要求,针对核电厂安全壳喷射碎片问题,在充分研究了国外试验和分析技术的基础上,提出了喷射碎片问题相关的碎片源项材料确定方法和一种通用的碎片喷射试验方案。基于工程经验安全壳内的所有材料都可能是碎片源项材料,可采用直接排除、破坏压力比对、喷射试验等方法来确定喷射造成的碎片数量和类型。破口喷射后的滞止压力与破口尺寸无关,喷射试验时应确保影响区域的球体半径与破口直径的比值L/D值一致。分析结果表明,温度越低滞止压力越大,因此喷射试验时应选取温度较低处的破口参数。可保守采用空气喷射的方法来开展喷射试验,空喷试验台架的储罐体积、喷嘴尺寸和初始压力配合选取后能满足试验模化准则要求。