CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明：该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析，验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明，CPR1000在发生全厂断电事故后，PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。     

复杂网络在交通网络节点重要度评估中的应用

为了找到道路交通网络中的重要节点,保障交通通行.文中使用一种基于节点收缩方法的复杂网络节点重要度评估办法,将该方法应用于城市道路交通网络,并以莲湖区为例评估该区域城市道路交通网络的节点重要性.结果表明:道路交通网络中的节点重要度与通过该节点的交通流量和节点在网络中的位置有关,使用该方法得到了道路交通网络节点重要度的排序,结果更贴近实际情况.     

绕丝结构对氦氙气体流动换热特性影响研究

在开放栅格式气冷空间堆堆芯的设计中,会在燃料棒上采用绕丝结构,这将对工质的流动换热特性产生很大影响。本文采用CFD方法开展了He-Xe混合气体在气冷空间堆典型带绕丝燃料通道内的流动换热特性的数值研究,获得进出口温度、压力、流速及流体密度等参数的空间分布。结果表明引入绕丝使得范宁摩擦因子出现大幅增加,部分绕丝结构会使努塞尔数降低20%～30%,且本文所研究5种绕丝结构热工水力性能比均小于1。研究结果对于气冷空间堆堆芯热设计、提高系统的安全性具有重要意义。     

CPR1000非能动余热排出系统流动不稳定性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000非能动余热排出系统在全厂断电事故(SBO)下的流动特性进行分析,主要分析了非能动余热排出系统空气冷却器的布置方式和空气冷却塔的高度对蒸汽发生器(SG)二次侧流动不稳定性的影响.计算结果表明,水平布置的空气冷却器可以明显减小SG二次侧流动不稳定性；随着空气冷却塔高度增加,...     

茂名石化敢啃硬骨头

茂名石化全体员工疫情期间坚守岗位,誓以零损失打赢疫情防控阻击战。2月3日上午,中国石化茂名石化召开疫情防控工作领导小组会,再次强调各级领导干部、广大干部员工要进一步提高打好疫情防控阻击战重要性和紧迫性的认识,进一步增强严格落实公司防控工作部署重要性和必要性的认识,切实将公司防控工作领导小组下达的工作指令和要求落实到位。     

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD34程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间，从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象，采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效，堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效，熔融物与混凝土发生反应（MCCI），安全壳超压失效；冷管段大破口叠加再循环失效，安全壳内蒸汽不断聚集，发生超压失效。通过对两种事故工况的分析，证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

基于SIMPLE方法的熔融物凝固模型研究

熔融物的冷却特性对熔融物堆内持留过程有着重要的影响,本文使用基于固定网格技术的焓方程方法建立熔融物液相与固相之间的相变数值分析模型,利用SIMPLE算法求解N-S方程和焓方程,通过相变模型分析存在一个两相区的对流-扩散型的熔融物凝固相变过程.利用相变模型可以有效地模拟固液共存的两相区,并利用解析解和基准题验证相变模型的准确性.     

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析

事故容错燃料（ATF）系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO₂-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故（LBLOCA）设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO₂-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。