贾斌
- 作品数：23 被引量：36H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更多>>
- 基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究被引量：6
- 2015年
- 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。
- 靖剑平乔雪冬贾斌庄少欣孙微张春明
- 关键词：AP1000
- 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
- MELCOR2.2冷水入侵和熔融物喷出模型在MCCI计算中的应用被引量：1
- 2018年
- 堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)产生的大量不凝气体导致安全壳压力快速升高,威胁安全壳的完整性。最新版本MELCOR2.2程序增加了冷水入侵和熔融物喷出模型以完善堆芯熔融物-混凝土相互作用现象的模拟。本文建立了大功率非能动压水堆堆腔几何模型,针对程序中添加的冷水入侵和熔融物喷出模型进行了应用分析。结果表明:在混凝土的消融过程中,冷水入侵和熔融物喷出模型的开启对熔融物和水接触面之间的硬质壳层有一定的影响;硬质壳层的反复形成和裂解加快了水的汽化,减弱了混凝土的消融速度;堆腔熔融物上部和侧部硬质壳层形成后,熔融物向下传热加强,混凝土的消融速度增加。新增模型能从细节上模拟堆芯熔融物-混凝土相互作用现象,为压水堆核电厂严重事故安全审评提供可靠技术保障。
- 石兴伟靖剑平贾斌史强兰兵刘福东
- 关键词：安全壳
- 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
- 入口温度和流速对非能动余热排出热交换器性能影响研究
- 本文应用FLUJENT软件对非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同冷却剂入口温度和流速对热交换器换热性能的影响。随着入口温度的增加,热交换器出口温度先增大后减小,最大值出现在入口温度为260℃的情况,...
- 贾斌靖剑平安婕铷毕金生李远山庄少欣
- 关键词：数值模拟FLUENT
- 文献传递
- AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2
- 2014年
- AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。
- 靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌
- 关键词：AP1000
- 10 MWt固态燃料熔盐堆内流动和换热特性研究被引量：1
- 2018年
- 10 MWt固态燃料熔盐堆的堆芯是由石墨球随机堆积而成的,在研究中对所有的石墨球进行网格划分和模拟计算存在较大困难。本文利用计算流体力学分析程序,基于多孔介质方法进行建模,分析堆内熔盐流动和换热的特性,同时研究入口温度、进口速度和孔隙率对熔盐流动和换热的影响,结果表明:在设计工况下堆芯进出口压降为3.5 kPa,温升为27℃,略小于设计值的28℃,熔盐密度从1 987 kg/m^3下降到1 964 kg/m^3。普朗特数(Pr)和进出口温升随着熔盐入口温度和进口速度的增加而减小,压降随着入口温度的减小和进口速度的增加而增大,孔隙率对Pr和进出口温升基本无影响,但对压降影响较大。
- 靖剑平吴林夏雨齐毕金生贾斌张大林
- 关键词：计算流体力学多孔介质
- AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算被引量：2
- 2015年
- 基于最佳估算程序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了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂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ADS阀门误启动事故后的安全性。
- 乔雪冬安婕铷贾斌孙微靖剑平张春明
- 关键词：AP1000RELAP5
- 最佳估算加不确定性分析方法在我国核安全审评中的应用被引量：2
- 2016年
- 目前核电厂安全分析用计算机程序多是基于保守方法开发的,给核电厂的设计和分析带来了过量裕度,增加了核电厂优化和改进的难度,使用最佳估算加不确定性分析方法可以减少或消除这些不必要的限制。在AP1000和CAP1400的审评过程中,国家核安全局采用最佳估算加不确定性方法对大破口失水事故进行了审查。本文介绍了四种最佳估算加不确定性分析方法,对不确定性的来源和不确定性统计方法进行了论述。基于ASTRUM方法,利用RELAP5程序对AP1000核电厂大破口失水事故进行了独立审核计算,经59组抽样计算后,最大的燃料包壳温度值为1070℃,满足验收准则要求。
- 靖剑平贾斌高新力毕金生孙微张春明
- 关键词：AP1000LOCA
- 模块式小堆超设计基准事故审评原则研究
- 核安全一直是核电厂考虑的首要问题。2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆芯熔化及放射性释放是可能存在的,核电厂安全必须考虑超设计基准事故(BDBA,Beyond De...
- 毕金生何亮石兴伟庄少欣贾斌安婕铷李远山
