梁国兴
- 作品数：15 被引量：36H指数：3
- 供职机构：上海交通大学核科学与工程学院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程文化科学更多>>
- AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用被引量：2
- 2011年
- 建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究。自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的。分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26m2(5%管道面积),PCT温度上升约36K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5%功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26K。
- 林支康殷煜皓梁国兴
- 关键词：小破口失水事故功率提升
- COSINE系统分析程序模型评估需求分析被引量：2
- 2015年
- COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。
- 傅孝良刘丽芳于楠杜争梁国兴杨燕华
- 关键词：COSINE
- 基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究
- 2016年
- 针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。
- 王珏梁国兴
- 关键词：RELAP5严重事故
- 承压热冲击下压力容器断裂力学分析被引量：9
- 2014年
- 依据美国核管会(NRC)最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明:表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。
- 许雷雷梁国兴
- 关键词：反应堆压力容器承压热冲击
- 基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究被引量：1
- 2016年
- 针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。
- 王珏梁国兴
- 关键词：RELAP5严重事故
- 多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究被引量：2
- 2012年
- 参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度(PCT)安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60K。
- 张顺香梁国兴
- 关键词：AP1000安全裕度
- 多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究
- 参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感...
- 张顺香梁国兴
- 关键词：安全裕度
- 文献传递
- 基于RISMC方法论的核电厂小幅功率提升风险响应的量化评估被引量：9
- 2020年
- 在核反应堆安全分析过程中,确定论安全分析及概率论安全分析方法虽然可用于量化显著的设计变更对核电厂运行的影响,但是对于小幅设计变更的风险变化并不能敏感合理量化。为了解决这一问题,本文综合考虑认知不确定性及随机不确定性等多种不确定性的影响,以风险告知安全裕度特性分析(RISMC)方法论为指导,整合现有的两种安全分析方法,开发先进的安全分析方法——计算风险评估方法 (CRA)。运用该方法以典型三回路压水堆的全厂断电事故为研究对象,选取其中一组概率显著序列并对其重要的不确定性参数进行随机抽样,通过RELAP5程序建模模拟,得到该事故序列的PCT概率密度函数和相应的条件失效概率。以此为依据可以计算所选事故序列的堆芯熔毁概率,并进一步分析比较功率提升5%对核电厂风险评估计算的影响。
- 杜芸李焕鑫梁国兴
- 乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估被引量：4
- 2015年
- 以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。
- 张中伟梁国兴
- 关键词：乏燃料水池衰变热热辐射
- 轻水堆核电厂认证级LOCA安全分析方法
- 介绍了NRC规定的两种核电厂失水事故论证级安全分析模式,即基于最佳估算(Best Estimate)的分析技术与基于10CFR50附录K的保守性LOCA分析方法。指出了基于最佳估算的LOCA分析方法是核电厂LOCA分析方...
- 陈炳胜匡波路璐梁国兴
- 关键词：失水事故
- 文献传递
