兰兵
- 作品数：30 被引量：46H指数：4
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术更多>>
- 大型先进压水堆堆芯机械补偿控制模式被引量：1
- 2017年
- 研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法,分析了该程序尤其是机械补偿(MSHIM)控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围,对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异,评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模,针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析,并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环,开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析,研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明:采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆,不调节硼浓度的情况下,在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力;启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。
- 王昆鹏兰兵黄旭阳韩向臻赵传奇潘昕怿
- 关键词：负荷跟踪再启动
- 基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析
- 2016年
- RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。
- 攸国顺李铁萍韩向臻王喆兰兵黄旭阳
- 关键词：乏燃料水池事故分析
- 事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析被引量：1
- 2016年
- 分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的^(238)U含量,U^(15)N无明显经济性优势。
- 潘昕怿兰兵贾斌李铁萍韩向臻张春明
- 关键词：包壳芯块
- 大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究被引量：1
- 2017年
- 应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。
- 石兴伟兰兵靖剑平毕金生张春明
- 关键词：严重事故
- 大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析被引量：1
- 2017年
- 基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。
- 韩向臻兰兵黄旭阳王喆
- 关键词：事故分析
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
- 文献传递
- MSLB事故工况下停堆功率水平对安全壳的影响分析
- 核反应堆安全壳是防止事故工况下放射性裂变物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下停堆功率水平对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却...
- 石兴伟兰兵胡健温丽晶雷蕾张春明
- 关键词：破口事故安全壳
- 基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析
- MELCOR2.1程序,建立了CAP1400主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段5.08cm小破口触发严重事故为研究对象,对严重事故进程进行研究,对缓解措施的功能进行了分析和评价.研究结果表明:CAP...
- 石兴伟靖剑平毕金生兰兵王昆鹏高新力张春明
- 关键词：核电厂安全系统安全壳事故处理
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3＆4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
- 基于Sobol法的AP1000堆芯敏感性分析被引量：2
- 2018年
- 基于Sobol法,通过对燃料包壳尺寸、燃料富集度等设计输入参数进行拉丁超立方抽样,开展功率峰因子、慢化剂温度系数、控制棒价值等AP1000首循环堆芯物理关键参数对设计输入参数的敏感性分析。分析结果表明:AP1000首循环堆芯物理关键参数对包壳外径、富集度为1.58%、3.20%、3.80%、4.40%的燃料组件、燃料芯块半径、IFBA中硼-10线密度和控制棒导向管尺寸较为敏感。
- 兰兵依岩石兴伟潘昕怿曹欣荣李朝君
