李金才
- 作品数：20 被引量：32H指数：3
- 供职机构：清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室更多>>
- 发文基金：“八五”国家科技攻关计划更多>>
- 相关领域：核科学技术医药卫生更多>>
- 5MW THR热工水力设计被引量：1
- 1990年
- 本文介绍了5MW THR 热工水力设计准则、设计方法及特点,给出了压水及压水微沸腾两种运行方式下的主参数。
- 高祖瑛李金才钱力克
- 关键词：核供热热工水力
- 低压低含汽量自然循环两相流稳定性理论研究被引量：7
- 1990年
- 利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。
- 高祖瑛李金才张作义钱力克陈新明
- 关键词：核供热两相流
- 200MW核供热堆的固有安全性被引量：1
- 1993年
- 本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10^(-12)/堆·年。
- 张作义高祖瑛王彦生李金才
- 关键词：供热堆事故分析
- 池式反应堆剩余发热长期冷却分析被引量：4
- 2002年
- 对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数。
- 王岩石琦陈晓明李金才周志伟
- 关键词：中子动力学停堆堆芯
- NHR 5负荷自跟随特性与机理的分析
- 1999年
- 用带有高过冷沸腾模型的ＲＥＴＲＡＮ０２ 程序对５ ＭＷ 核供热堆（ ＮＨＲ５） 负荷增加５０ ％ 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析， 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加３０ ％ 和失去全部负荷两种工况的安全性进行了分析， 结果表明反应堆是安全的。同时发现了自然循环冷却的反应堆在负荷变化后， 堆芯流量首先变化， 然后导致堆芯内与流量有关的参数（ 例如空泡份额） 变化， 本文给出了负荷自跟随这类瞬态过程的特征。讨论了空泡的变化规律和控制棒回水温度对自然循环流量的影响。
- 张达芳汪嘉旻李金才
- 关键词：供热堆
- 低温供热堆断电事故(ATWS)分析被引量：2
- 1989年
- 文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。
- 高祖瑛李金才钱力克
- 关键词：低温供热堆断电事故分析
- 小型核供热堆负荷跟踪瞬态和反应性事故过程稳压特性及其稳定性研究被引量：1
- 2016年
- 以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中堆芯内不发生沸腾十分有利;上部气室容积大小对于瞬态过程中上部气室压力变化趋势有影响;初始堆芯出口欠热度的大小对瞬变过程影响很小,对最终结果影响不大;从反应性扰动分析来看,一体化核供热堆压水运行方式时具有良好的稳定性。
- 谢菲李金才解衡
- 关键词：核供热堆负荷跟踪稳定性
- 上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响
- 2015年
- 以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况，研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明：在安全阀误开启、堆外断管事故中，堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大；而在负荷跟踪瞬态工况中，上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高，从而影响反应堆安全。因此，在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下，确定上部气空间的合理体积范围为1-2m^3。
- 谢菲陈志鹏李金才解衡
- 关键词：事故分析
- 研究堆下腔体流场数值模拟计算与分析
- 用CFD程序PHOENICS3.5模拟计算研究了新型试验研究反应堆堆芯各燃料组件间的流量分配.计算分析的结果与1/4缩比验证试验进行了比较、验证了该三维CFD分析程序的可用性.
- 周志伟郎明刚解衡李金才张佑杰
- 关键词：研究堆流场分析数值模拟
- 文献传递
- 5MW 核供热堆高欠热沸腾的特性研究被引量：1
- 1998年
- 通过在子通道分析程序ＣＯＢＲＡ－ⅢＣ／ＭＩＴ２中引入能够计算高欠热沸腾区空泡份额的Ｂｏｗｒｉｎｇ模型，定量验证了５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）功率运行时高欠热空泡的存在，且额定工况下堆芯平均空泡率为１．０６×１０－２，并研究了这类空泡的产生及其分布特征。以此为基础，在冷却剂系统分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２中补充高欠热沸腾计算模型，对负荷自跟随特性实验和自稳定性实验进行了分析计算，给出了分析结果与实验结果的比较。同时还研究了高欠热空泡的反应性反馈在动态过程中的作用及其特点。
- 张达芳李金才
- 关键词：供热堆子通道分析
