靖剑平
- 作品数：80 被引量：138H指数：6
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项中国科学院战略性先导科技专项国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程动力工程及工程热物理理学更多>>
- AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算被引量：4
- 2015年
- 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。
- 乔雪冬王昆鹏靖剑平孙微安捷铷贾斌张春明
- 关键词：AP1000RELAP5小破口失水事故
- 核反应堆堆芯
- 本发明提供了一种核反应堆堆芯。堆芯包括：堆芯容器，其包围形成堆芯反应腔室；冷腔室，位于堆芯容器下部，由堆芯容器的底部和内壁包围形成，用于容纳堆芯工质；热腔室，位于冷腔室上方，其横截面积小于冷腔室，用于提供发生核裂变反应的...
- 乔雪冬王昆鹏靖剑平韩治张春明
- 文献传递
- 10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析被引量：6
- 2016年
- 钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。
- 靖剑平刘雅宁贾斌高新力孙微左嘉旭张春明
- 关键词：程序开发
- 扩口位置对旋流燃烧器出口流场影响的研究被引量：5
- 2007年
- 通过采用三维相位多普勒颗粒分析仪对中心给粉旋流煤粉燃烧器不同一次风扩口位置下的气固两相流动特性进行了测量。在2种扩口位置下,从燃烧器出口至x/d=0.5截面气、固两相轴向速度分布均呈双峰结构;在中心线处,气相轴向速度明显滞后于固相轴向速度,实际扩口燃烧器的气相、固相的轴向速度衰减速度快,且在x/d=1.5的截面开始,出现颗粒穿越部分回流区。在x/d=0.3截面,气、固两相切向速度分布是典型的Rankine涡结构;在燃烧器出口至x/d=0.7截面,气、固两相径向速度分布呈双峰结构。中心给粉燃烧器在燃烧器中心形成较高的颗粒浓度分布。
- 李争起王富强陈智超靖剑平陈力哲徐磊魏宏大葛志红
- 关键词：旋流燃烧器气固两相流动
- 基于三维输运方法的压水堆主冷却剂^(16)N源项计算分析被引量：3
- 2017年
- 在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的^(16)O受高能中子照射,活化生成^(16)N。^(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中^(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。^(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算^(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了^(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了^(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的^(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中^(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。
- 赵传奇胡文超刘健靖剑平
- 关键词：压水堆
- 10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究被引量：5
- 2017年
- 钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。
- 左嘉旭高新力李朝君宋维王昆鹏刘巧凤靖剑平张春明
- 关键词：概率风险评价
- 大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究被引量：2
- 2017年
- 采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。
- 毕金生靖剑平石兴伟宋祖荣胡文超
- 关键词：严重事故
- 严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析
- 2017年
- 福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。
- 毕金生靖剑平乔雪冬胡文超王闯郭添榕
- 关键词：严重事故
- 气冷CANDU燃料组件结构瞬态辐射换热计算
- 高新力靖剑平石兴伟王昆鹏孙微庄少欣李远山
- 关键词：辐射换热
- 固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究被引量：5
- 2016年
- 钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。
- 王昆鹏左嘉旭靖剑平攸国顺张大林刘利民
