靖剑平
- 作品数：74 被引量：145H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：核科学技术动力工程及工程热物理电气工程理学更多>>
- 切向叶片角度对中心给粉旋流燃烧器气固流动特性影响
- 2012年
- 利用三维激光多普勒测速仪,在气固两相实验台上,对不同切向叶片角度下中心给粉旋流燃烧器出口区域的气固流动特性进行了研究,获得了三种切向叶片角度下的三维平均速度和颗粒体积浓度的分布。结果显示,随着切向叶片角度的减小,轴向、径向和切向平均速度峰值都增加,回流区尺寸和旋流数也增大。同时,在x/d=0.1～0.7截面,随着切向叶片角度的减小,在燃烧器中心区域的颗粒体积流量峰值增加。
- 靖剑平张春明孙微李争起
- 关键词：旋流燃烧器PDA气固两相流动特性
- 核动力厂安全分析软件验收规范编制的关键点研究
- <正>近些年,我国正大量研发具有自主知识产权的核动力厂安全分析软件。但目前仅有的核工业计算机软件验收规范EJ/T 769-93已不再适用,新规范的制定迫在眉睫。本文经过详细的国内外调研,以EJ/T 769-93为基础,研...
- 刘圆圆张春明靖剑平黄旭阳
- 文献传递
- CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析被引量：1
- 2019年
- CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m^2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。
- 庄少欣孙微靖剑平安婕铷
- TRISO燃料钍基熔盐堆核设计分析程序适用性分析被引量：1
- 2015年
- 固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象,并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序,总结了这些程序的特点,并给出了相应的结论。
- 王昆鹏攸国顺左嘉旭靖剑平乔雪冬刘瑞桓王京
- 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
- 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
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
- 文献传递
- 基于CERT试验台架的PCS系统关键影响因素分析被引量：2
- 2017年
- 非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)是第三代非能动反应堆的专设安全系统之一,用于在事故情况下导出安全壳内热量。基于非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT),本文研究影响PCS系统冷却效果的关键因素。采用安全壳分析程序针对CERT试验台架进行建模和计算,将计算结果与试验结果进行了对比验证。在此基础上模拟了冷管段双端断裂事故喷放下的试验壳内压力响应,并对壳外冷却水流量、壳外冷却水膜覆盖率、环腔风速等关键参数进行了敏感性分析。结果表明,冷却剂丧失事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)工况下,壳内压力经历两个峰值后逐渐降低,峰值压力0.266 1 MPa。壳外冷却水流量、水膜覆盖率对冷却效果影响显著,二者的降低将造成壳内压力的升高;环腔风速的增大有一定的降压作用。
- 雷蕾靖剑平乔雪冬胡健石兴伟
- 关键词：非能动安全壳冷却系统
- 一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法
- 本发明涉及核辐射安全领域，具体涉及一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法，该方法包括以下步骤：(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额，计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始...
- 陈海英陈妍郭瑞萍王韶伟靖剑平韩静茹攸国顺刘福东张春明
- 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
