SGTR事故

作品数：35被引量：58H指数：5
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基于DOEL-2电厂SGTR事故的LOCUST分析与验证
《核动力工程》2025年第1期92-99,共8页袁波 雷兴 文青龙 陈康 徐财红 厉井钢 
“十三五”核能开发科研第六批项目(科工二司[2020]1192号)。
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故会导致一、二回路热工水力参数大幅波动,严重危害反应堆的安全性,使用国内研发的热工水力系统分析软件LOCUST可以计算SGTR事故中的热工水力参数并预测事故进程。本研究以DOEL-2电厂SGTR事故为研究对象,...
关键词：DOEL-2电厂 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) LOCUST 数据验证 
基于智能算法的SGTR事故后安注过程自动控制研究
《核动力工程》2024年第S2期189-196,共8页杜鸣 边舒介 牛玉广 袁金晓 陈日罡 
当前核电站若发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,普遍采用人工调节控制的手段,其中安注过程的调节是操作员面临的难点之一。针对该难点,首先分析了对象的主要调节机理和特性,然后结合操作运行人员经验,总结设计了安注控制过程的解耦...
关键词：蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) 长短期记忆神经网络(LSTM) 安注控制 智能控制 参数整定 
气泡在液态铅铋金属中的运动特性及曳力系数模型研究
《核技术》2024年第6期129-140,共12页罗皓天 刘莉 袁俊杰 包睿祺 田晓艳 李达 顾汉洋 
国家自然科学基金(No.52376145,No.51906147);上海市自然科学基金项目(No.21ZR1430900)资助。
当铅铋快堆发生蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故后,一回路高温液态铅铋合金(Lead-Bismuth Eutectic,LBE)与二回路高压过冷水相互作用产生大量蒸汽,这些气泡在LBE的携带作用下可能进入堆芯,引起局部传热恶...
关键词：铅铋快堆 SGTR事故 气泡-液态金属两相流 气泡动力学 曳力系数 
面向M310机组的SGTR事故预测方法研究
《电子技术应用》2024年第S01期109-115,共7页吕联鑫 马国扬 黄雄 魏巍 谢政权 冉晓隆 
介绍了采用长短期记忆网络方法(LSTM)对核电机组在蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)下状态参数的趋势预测,为应急人员的事故管理提供技术支持和决策参考。以M310机组为研究对象,并利用通用热工分析程序RELAP5构建仿真计算模型,构建不同S...
关键词：蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) 事故预测 神经网络 
池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究
《原子能科学技术》2024年第S01期16-32,共17页陈宇彤 张大林 林悦 张熙司 田文喜 秋穗正 苏光辉 
国家自然科学基金(12075184);中核集团“青年英才”项目。
本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进...
关键词：铅冷快堆 ALFRED 蒸汽发生器传热管破裂 ACENA程序 多相流动 机理模型 安全分析 
铅铋快堆SGTR事故下高压过冷水注入高温铅铋合金流动传热数值模拟研究被引量：1
《核动力工程》2023年第4期55-64,共10页刘莉 袁俊杰 顾汉洋 包睿祺 刘茂龙 王科 
国家自然科学基金资助项目(51906147);上海市自然科学基金资助项目(21ZR1430900)。
铅铋快堆内蒸汽发生器传热管两侧为高压过冷水和高温铅铋冷却剂,传热管两侧较大的压差和温差以及液态铅铋合金(LBE)的腐蚀效应可能造成蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故。深入研究事故后高压过冷水冲击高温液态LBE的射流沸腾和相变产物...
关键词：铅铋快堆 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故 水/蒸汽-液态铅铋(LBE) 射流沸腾 
铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究被引量：3
《原子能科学技术》2022年第10期2015-2023,共9页于启帆 赵亚峰 王成龙 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 
国家重点研发计划(2019YFB1901300);国家自然科学基金(11875217);中国核工业集团有限公司领创科研项目。
本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和...
关键词：铅基快堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 两相流模型 计算流体力学 
cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
《核科学与工程》2022年第1期151-158,共8页杜强 文青龙 王皓 阮神辉 
国家科技重大专项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站资助(NO.2019ZX06005001)。
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst...
关键词：DOEL-2核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5 
国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究被引量：2
《核科学与工程》2020年第5期836-843,共8页贾斌 高新力 孟利利 石兴伟 靖剑平 马帅 
国家科技重大专项《核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发》资助项目(No.2019ZX06005001)。
本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产...
关键词：RELAP5 国产先进压水堆 SGTR 质量释放 满溢 快速冷却系统 
SGTR事故SG满溢分析扩展研究被引量：1
《核动力工程》2020年第3期81-85,共5页刘立欣 刘展 
采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故蒸汽发生器(SG)满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将...
关键词：蒸汽发生器(SG)传热管破裂(SGTR) SG满溢 单根传热管双端断裂 传热管破口 
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