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CFD Simulation of thermal hydraulic characteristics in a typical upper plenum of RPV
Mingjun WANG, Lianfa WANG, Yingjie WANG, Wenxi TIAN, Jian DENG, Guanghui SU, Suizheng QIU
《能源前沿(英文)》 2021年 第15卷 第4期 页码 930-945 doi: 10.1007/s11708-021-0728-1
关键词: pressurized water reactor (PWR) upper plenum internal structures temperature distribution computational fluid dynamics (CFD)
Jinya KATSUYAMA, Shumpei UNO, Tadashi WATANABE, Yinsheng LI
《机械工程前沿(英文)》 2018年 第13卷 第4期 页码 563-570 doi: 10.1007/s11465-018-0487-9
The thermal hydraulic (TH) behavior of coo-lant water is a key factor in the structural integrity assessments on reactor pressure vessels (RPVs) of pressurized water reactors (PWRs) under pressurized thermal shock (PTS) events, because the TH behavior may affect the loading conditions in the assessment. From the viewpoint of TH behavior, configuration of plant equipment and their dimensions, and operator action time considerably influence various parameters, such as the temperature and flow rate of coolant water and inner pressure. In this study, to investigate the influence of the operator action time on TH behavior during a PTS event, we developed an analysis model for a typical Japanese PWR plant, including the RPV and the main components of both primary and secondary systems, and performed TH analyses by using a system analysis code called RELAP5. We applied two different operator action times based on the Japanese and the United States (US) rules: Operators may act after 10 min (Japanese rules) and 30 min (the US rules) after the occurrence of PTS events. Based on the results of TH analysis with different operator action times, we also performed structural analyses for evaluating thermal-stress distributions in the RPV during PTS events as loading conditions in the structural integrity assessment. From the analysis results, it was clarified that differences in operator action times significantly affect TH behavior and loading conditions, as the Japanese rule may lead to lower stresses than that under the US rule because an earlier operator action caused lower pressure in the RPV.
关键词: structural integrity reactor pressure vessel pressurized thermal shock thermal hydraulic analysis pressurized water reactor weld residual stress
濮继龙
《中国工程科学》 2008年 第10卷 第3期 页码 54-57
介绍了目前正在建设的岭澳核电站(二期)和辽宁红沿河核电站所采用技术——CPR1000的形成过程及其中的重要技术创新点。
李冠兴,周邦新,肖岷,焦拥军,任忠鸣
《中国工程科学》 2019年 第21卷 第1期 页码 6-11 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.002
本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化,但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战,核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料,以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。
压水堆熔融物堆内滞留策略:历史回顾与研究展望 Review
马卫民,元一单,Bal Raj Sehgal
《工程(英文)》 2016年 第2卷 第1期 页码 103-111 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.019
本文对广泛应用于第三代压水堆的严重事故缓解措施——熔融物堆内滞留(IVR)进行了历史回顾。IVR策略最早源自于第二代反应堆Lovissa VVER-440的改进设计,以应对堆芯熔化事故。随后,IVR策略被应用于许多新设计的反应堆,如西屋的AP1000、韩国的APR1400以及中国的先进压水堆CAP1400和华龙一号。对IVR策略有效性影响最大的因素分别为堆内堆芯熔化进程、熔融物加载于压力容器壁面的热流密度和压力容器外部冷却。对于堆芯熔化进程,过去人们一直仅关注压力容器下腔室内熔池的换热行为。但通过回顾与分析,本文认为堆内的其他现象,如堆芯的降级和迁移、碎片床的形成及其可冷却性以及熔池的动态形成过程等,可能也会对熔池的最终状态及其作用于下封头的热负荷产生影响。通过对相关研究的回顾,本文希望找出IVR策略的研究中有待完善的部分,并据目前发展水平提出未来IVR研究的需求。
HPR1000:具备能动与非能动安全性的先进压水堆 Review
邢继,宋代勇,吴宇翔
《工程(英文)》 2016年 第2卷 第1期 页码 79-87 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.017
HPR1000是具有能动与非能动安全性的先进核电站。它是基于现有压水堆核电站成熟技术的渐进式设计,融合了包括采用177组CF3先进燃料组件的堆芯能动与非能动安全系统、全面的严重事故预防与缓解措施、强化的外部事件防护能力和改进的应急响应能力在内的先进设计特征。针对关键的自主创新技术,如非能动系统、堆芯和主设备,研究人员已经开展了充分的试验验证。 HPR1000的设计满足国际上对先进轻水堆的用户要求以及最新的核安全要求,并且考虑了福岛事故的经验反馈。基于其出色的安全性与经济性,HPR1000为国内与国际核电市场提供了卓越可行的解决方案。
PWR-FBR with closed fuel cycle for a sustainable nuclear energy supply in China
XU Mi
《能源前沿(英文)》 2007年 第1卷 第2期 页码 129-134 doi: 10.1007/s11708-007-0016-8
关键词: reactor development reprocessing MWt/600 demonstration three-step strategy
田嘉夫
《中国工程科学》 2000年 第2卷 第2期 页码 74-76
为治理城市的燃煤污染和降低二氧化碳的排放量,我国需要开发大型清洁能源。核能是可供选择的清洁能源之一,核能不仅可以用于发电,而且可以替代燃煤为城市供热。在我国现在池式研究堆技术的基础上,设计出的常压供热反应堆,可以满足城市供热的需要,具有高度的安全性和可靠性,是一种技术现实和经济可行的解决方案。在我国发展城市集中供热的条件下,采用这种大型热源,将会以较大的规模来改善大气环境和降低温室气体的排放。
An old issue and a new challenge for nuclear reactor safety
F. D’AURIA
《能源前沿(英文)》 2021年 第15卷 第4期 页码 854-859 doi: 10.1007/s11708-021-0729-0
关键词: large break loss of coolant accident (LBLOCA) nuclear reactor safety (NRS) licensing perspectives basis for design of water cooled nuclear reactors (WCNR)
张洪亮
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第4期 页码 62-64
大庆西部外围地区特低渗透扶余油层具有埋藏深、厚度薄、砂体零散的特点,针对首次注水开发的特低渗透油田注水井吸水能力差、难以有效开发动用的实际,在搞清该区块微观特征的基础上,为确保特低渗透储层达到建立有效驱替,“注够水、注好水”的目的,经过反复理论研究和论证,提出了单井增压注水试验,现场应用后注水井能够完成配注,周围油井明显见到增油效果,实现了特低渗透储层有效驱替。利用无源微地震和同位素监测资料分析,改善了吸水状况,缓解了层间矛盾,储层动用程度得到提高。随注水压力升高降低,注水波及区范围随之升高、降低,增压注
Experimental study of critical flow of water at supercritical pressure
Yuzhou CHEN, Chunsheng YANG, Shuming ZHANG, Minfu ZHAO, Kaiwen DU, Xu CHENG
《能源前沿(英文)》 2009年 第3卷 第2期 页码 175-180 doi: 10.1007/s11708-009-0029-6
关键词: critical flow supercritical water-cooled reactor(SCWR) reactor safety loss of coolant accident(LOCA)
Corrosion mechanisms of candidate structural materials for supercritical water-cooled reactor
Lefu ZHANG, Fawen ZHU, Rui TANG
《能源前沿(英文)》 2009年 第3卷 第2期 页码 233-240 doi: 10.1007/s11708-009-0024-y
关键词: supercritical water-cooled reactor general corrosion oxide film corrosion mechanism
Degradation of endocrine disruptor bisphenol A in drinking water by ozone oxidation
XU Bin, GAO Naiyun, RUI Min, WANG Hong, WU Haihui
《环境科学与工程前沿(英文)》 2007年 第1卷 第3期 页码 350-356 doi: 10.1007/s11783-007-0060-y
干勇,赵宪庚,徐匡迪
《中国工程科学》 2019年 第21卷 第1期 页码 1-5 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.001
材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用过程中存在的共性问题、在役和在建核能工程用材存在的突出问题、在研核能技术用材存在的关键问题,在此基础上提出了我国新一代核能用材的发展战略建议,包括设立国家新一代核能用材专业指导委员会,设立新一代核能用材国家专项基金或长期稳定支持的专项科技计划,创建我国新一代核能用材先进完整标准体系,建设国家层面的共享型工程级辐照实验装置,在独立自主原则下,继续开展新一代核能用材国际合作等。
《化学科学与工程前沿(英文)》 2022年 第16卷 第5期 页码 731-744 doi: 10.1007/s11705-021-2110-6
关键词: catalytic membrane reactor catalytic ozonation nanoconfinement two-dimensional manganese oxide
标题 作者 时间 类型 操作
CFD Simulation of thermal hydraulic characteristics in a typical upper plenum of RPV
Mingjun WANG, Lianfa WANG, Yingjie WANG, Wenxi TIAN, Jian DENG, Guanghui SU, Suizheng QIU
期刊论文
Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics
Jinya KATSUYAMA, Shumpei UNO, Tadashi WATANABE, Yinsheng LI
期刊论文
Experimental study of critical flow of water at supercritical pressure
Yuzhou CHEN, Chunsheng YANG, Shuming ZHANG, Minfu ZHAO, Kaiwen DU, Xu CHENG
期刊论文
Corrosion mechanisms of candidate structural materials for supercritical water-cooled reactor
Lefu ZHANG, Fawen ZHU, Rui TANG
期刊论文
Degradation of endocrine disruptor bisphenol A in drinking water by ozone oxidation
XU Bin, GAO Naiyun, RUI Min, WANG Hong, WU Haihui
期刊论文