路璐
- 作品数：18 被引量：15H指数：2
- 供职机构：上海交通大学更多>>
- 发文基金：国家重点基础研究发展计划国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程理学动力工程及工程热物理更多>>
- LOFT试验的最佳估算(BE)模拟及认证评价模型(EM)的热工安全裕量影响分析
- 本文针对LOFT L2-5整体试验,用先进热工水力程序RELAP5/MOD3.3对其进行最佳估算模拟,分析验证了程序预测事故过程的能力;同时按照美国核管会10CFR50.46附录K的认证评价模型要求修改RELAP5/MO...
- 路璐匡波胡志华都立国李永兵赵劲标
- 关键词：热工水力
- 文献传递
- 认证级LOCA分析工具开发中相关模型修改及验证
- 为开发核电厂认证级冷却剂丧失事故（LOCA）分析程序平台，在分析比较两种不同认证级LOCA分析方法之后，本文采用目前较现实的技术路线，即在最佳估算计算程序RELAP5/MOD3平台上，修改相关模型或关系式，使其满足有关法...
- 路璐
- 关键词：核电厂热工裕量热流密度失水事故
- 文献传递
- AP1000核电厂DVI管线双端断裂事故长期冷却分析
- 本文利用WCOBRA/TRAC热工水力分析程序，针对AP1000核电厂极限的DVI管线双端断裂事故长期冷却阶段进行计算分析，结果表明此工况下堆芯衰变热可以得到稳定的移出，堆芯水位维持稳定，没有发生堆芯裸露和燃料棒升温，论...
- 路璐余建辉
- 超临界压力水循环系统非线性水动力特性研究被引量：2
- 2009年
- 建立超临界压力下自然与强制水循环回路的统一水动力模型,结合超临界压力下特殊的物性变化、非线性动量传输与系统耦合特征,采用基于延拓的非线性数值方法,系统比较研究了超临界压力下自然与强制循环水系统的复杂水动力特性,揭示了超临界压力下自然与强制循环系统独特的非单调的流量-加热功率关系及其机制与特点。分析了系统传热特性,并讨论了加热段入口温度、局部阻力对自然和强制循环水动力特性和系统传热的影响规律。
- 都立国匡波顾汉洋路璐
- 关键词：超临界压力非线性水动力特性自然循环
- 超临界水堆子通道分析被引量：4
- 2009年
- 超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。
- 赵冬建路璐史国宝
- 关键词：超临界水堆
- 超临界自然循环系统水动力特征研究
- 为研究超临界自然循环系统水动力特性,针对超临界水自然循环系统结合超临界水物性特征,建立了简化的一维数学模型,采用基于延拓的非线性数值方法进行了数值求解。系统分析了系统的循环流量-加热功率关系、系统输热特征、加热段入口温度...
- 都立国匡波张亮顾汉洋路璐
- 关键词：自然循环超临界水
- 文献传递
- 超临界水堆燃料组件核热耦合计算及特性分析
- 本文建立了适用于超临界水堆运行环境的中子动力学/热工水力耦合方法，该方法基于子通道程序NCED-SCWR、组件能谱计算程序PARAGON及节块扩散计算程序MRAPS，三者之间由专用的链接程序进行自动数据传递。文中对25×...
- 洪谦路璐
- 关键词：超临界水堆燃料组件中子动力学
- 文献传递
- 燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析被引量：2
- 2017年
- 在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。
- 王伟伟路璐
- 关键词：高燃耗大破口失水事故
- 基于RELAP5平台的LOCA评估程序中喷放模型与CHF模型的修改与验证
- 2007年
- 为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故(LOCA)安全评审用程序,本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求,对RELAP5/MOD3.3的两相喷放模型与临界热流密度(CHF)模型进行了修改,并与Marviken Test-22和ORNL THTF相关试验结果分别进行比较,探讨了模型修改的合理性与保守性,为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础。
- 陈炳胜匡波路璐
- 关键词：RELAP5喷放CHF
- AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析被引量：2
- 2016年
- 第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements Document,URD)第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求:在很小的反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)净泄漏率(不大于2.27 m3·h-1)条件下,具有足够的系统冷却剂装量及补水能力,以保证在8 h(28 800 s)内不会触发自动降压系统而进行计算分析,本分析采用安全分析报告小破口失水事故(Loss of coolant accident,LOCA)分析采用的NOTRUMP程序,分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。
- 路璐郑利民
