任志豪
- 作品数：6 被引量：20H指数：2
- 供职机构：中科华核电技术研究院有限公司更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 流道方位及运动对沸腾两相流动传热行为的影响
- 2012年
- 基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合有关关联式组合与参数综合比选下的模型验证,建立分析流道内沸腾流动传热的瞬态数值模拟程序。通过引入运动下附加加速度模型,研究流道形位与运动等因素对流道内沸腾流动与传热的影响。诸因素对沸腾传热系数、流动压降、固壁温度以及传热流动的瞬态行为影响的计算分析结果对相关堆芯流道的试验设计与应用具有指导意义。
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- 关键词：数值模拟
- 基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估被引量：2
- 2011年
- 针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。
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- 子通道分析程序LINDEN的开发与初步验证被引量：14
- 2013年
- 中国广东核电集团有限公司自主开发的子通道分析程序LINDEN采用基于同位网格有限差分技术的四方程漂移流模型以及面向对象的模块化编程技术。该程序具备分析计算的可靠性、稳定性。通过LINDEN和COBRA-Ⅳ程序分别对大亚湾1#、2#机组稳态工况进行了计算分析。结果表明,LINDEN程序和COBRA-Ⅳ程序的计算结果总体吻合较好,LINDEN程序可适用于大型压水堆的热工水力分析。
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- 关键词：热工水力
- 基于两流体模型的流动沸腾瞬态数值模拟程序
- 2012年
- 基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合相关关联式组合,建立了流道内流动沸腾传热的瞬态数值模拟程序。通过不同入口瞬态下流道两相流动沸腾过程的算例计算分析,确认了程序进行流动沸腾瞬态模拟的能力。通过对不同固壁加热条件下流动沸腾行为的算例计算,检验了该程序进行流壁耦合行为模拟的功能。程序可进一步向系统分析程序和子通道程序发展。
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- 关键词：流动沸腾传热
- 基于先进程序+保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析被引量：3
- 2012年
- 大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明:应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。
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- 关键词：大破口失水事故
- 适用于PWR燃料组件的CHF关系式的开发及评估被引量：2
- 2013年
- 采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:该关系式可正确拟合PWR燃料组件的CHF试验数据;与子通道程序耦合,能正确模拟PWR燃料组件的热工水力性能。
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