吴攀
- 作品数：12 被引量：52H指数：3
- 供职机构：西安交通大学能源与动力工程学院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金陕西高等教育教学改革研究项目更多>>
- 相关领域：核科学技术文化科学理学自动化与计算机技术更多>>
- 超临界二氧化碳布雷顿循环在核能领域的应用被引量：20
- 2019年
- 超临界二氧化碳布雷顿循环具有热效率高及系统简单紧凑等优点,是非常有前景的第四代核反应堆能量转换系统,可有效提升钠冷快堆和铅冷快堆的热效率。介绍了简单和再压缩2种超临界二氧化碳布雷顿循环系统的基本原理,回顾了超临界二氧化碳布雷顿循环作为反应堆直接冷却循环的可行性研究工作。超临界二氧化碳布雷顿循环内多尺度、宽参数范围的换热及流动机理研究,不同形式的布雷顿循环设计和优化,布雷顿循环控制策略研究,以及超临界二氧化碳布雷顿循环部件的实验研究与性能分析,将是超临界二氧化碳布雷顿循环领域未来的研究热点。
- 吴攀高春天单建强
- 关键词：超临界二氧化碳布雷顿循环核反应堆钠冷快堆
- 两流体双压力模型半隐数值算法研究被引量：2
- 2018年
- 目前主流的系统分析程序都是基于经典两流体六方程单压力模型开发而来的。然而这种模型是不适定的,严重降低了程序的数值稳定性。两流体七方程双压力模型具有无条件完全适定的性质,本文研究了这种模型的半隐数值解法,并采用两相沉降问题、水龙头问题和爱德华喷放问题进行验证。数值结果表明,该算法在模拟核工程领域重要两相流问题时,具有较高的稳定性和准确性。
- 巢飞单建强张勇吴攀苟军利李健
- 本—硕—博多层次核反应堆安全课程建设的实践被引量：2
- 2020年
- 安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状,西安交通大学开展了本—硕—博多层次核反应堆安全类课程建设的研究,以针对不同的对象采用不同的教育模式,并在教学过程中加强实践教学环节,提升高校输送的核反应堆安全人才在核电站安全文化、核电厂系统操作、安全分析软件应用和开发等方面的能力,达到其相应的培养要求与目标。
- 单建强吴攀
- 关键词：核安全课程建设核工程核技术
- 压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估被引量：1
- 2021年
- 在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。
- 吴攀任彦昊单建强黄彦平
- 关键词：失水事故辐射换热
- 钠冷快堆分析程序ATHAS-LMR的子通道模型被引量：9
- 2012年
- 以子通道模型和绕丝分布式阻力模型为基础,研发了液态金属快中子增殖堆热工水力子通道分析程序ATHAS-LMR,以对液态金属快中子增殖堆燃料组件中的热工水力现象进行分析。与国外知名实验和类似子通道分析程序比较,结果表明:ATHAS-LMR与实验结果及其他子通道分析程序的结果相近,能够完成包括堵流工况的各种工况下液态金属快中子增殖堆组件的热工水力性能分析。
- 陈选相吴攀单建强
- 典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究被引量：1
- 2021年
- 超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。
- 杨雯任彦昊吴攀单建强
- 关键词：超临界水堆非能动安全系统事故分析
- 超临界二氧化碳核能系统负荷运行策略研究被引量：2
- 2023年
- 为了确保超临界二氧化碳再压缩布雷顿循环直接冷却核能系统在变负荷工况下的安全经济运行,利用稳态和瞬态回热器换热实验验证了自主研发的瞬态分析程序SCTRAN/CO_(2)在预测布雷顿循环动态特性方面的可行性,并以该程序作为分析工具,开展了超临界二氧化碳再压缩布雷顿循环核能系统分别在反应堆反应性扰动和二次侧冷却水流量扰动两种典型瞬态工况下的开环动态特性研究,开发了主压缩机入口温度恒定、堆芯出口温度恒定及改变循环工质装量的负荷运行策略,研究了系统在100%~50%~100%变负荷工况下的瞬态响应。结果表明,装量控制策略能实现以额定满功率5%/min的速率追踪负荷,并保证系统安全经济运行。此过程中,堆芯压力波动0.6 MPa,堆芯出口温度波动不超过5℃。研究获得的瞬态分析工具、开环特性和控制策略为此核能系统的负荷运行策略研究提供了参考。
- 薛琪冯民马云铎吴攀单建强黄彦平
- 关键词：动态特性
- 核反应堆安全分析课程虚拟仿真实验设计被引量：2
- 2017年
- 核反应堆安全分析课程i是核工程与核技术专业重要的必修课,无法采用实体实验进行教学。论文以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验中心的平台为基础,设计了核反应堆安全分析课程虚拟仿真实验,涵盖专业技能训练和前沿技术研究两个层次,内容由浅入深、由点及面,从而满足学生在不同培养阶段的需要。既可以帮助学生充分理解电厂、运行和事故对策分析、降低实验成本,还可以提高实验的安全性,也拉近了学生和先进电厂技术之间的距离,为科研成果促进教学发展提供了条件。
- 单建强吴攀张博
- 关键词：核电厂安全严重事故
- 超临界水冷堆系统分析程序开发
- 2013年
- 详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。
- 吴攀党高健苟军利单建强姜杨张博李翔
- 关键词：超临界水堆非能动安全系统失水事故
- 5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价被引量：1
- 2023年
- 核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)是反应堆安全的重要研究对象之一,LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台,本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数,探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响,使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算,总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明:1)再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进;2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s;包壳峰值温度(Peak Cladding Temperature,PCT)总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度(Critical Heat Flux,CHF)换热阶段与实验值相比误差较大,问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据,也可用于评价和优化热工安全分析程序。
- 刘伟华吴攀冯民汤霆辉单建强桂淼
- 关键词：膜态沸腾
