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基于一体化快堆的居里点式非能动停堆装置的关键参数范围研究
1
作者 李新宇 张熙司 +1 位作者 薛方元 刘一哲 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期80-88,共9页
居里点式非能动停堆装置是一种能够通过堆芯出口冷却剂温度升高触发非能动停堆的安全设备,可以应对多种无保护事故,能够保护一体化快堆的安全。本文对装置动作流程进行分析,确定影响非能动停堆装置对无保护事故缓解效果的关键参数,包括... 居里点式非能动停堆装置是一种能够通过堆芯出口冷却剂温度升高触发非能动停堆的安全设备,可以应对多种无保护事故,能够保护一体化快堆的安全。本文对装置动作流程进行分析,确定影响非能动停堆装置对无保护事故缓解效果的关键参数,包括居里温度下限、响应时间、落棒时间和停堆棒价值。为确保停堆棒不误掉落,使用计算流体动力学软件计算正常运行工况下位于堆芯出口区域的温度敏感合金温度以确定居里温度下限;为确保无保护事故发生时停堆棒及时下落,使用事故分析程序计算能缓解事故后果的最长响应时间并确定对应居里温度上限。最终确定居里温度下限为576.5℃,居里温度上限为606.3℃。研究表明,现有温度敏感合金材料在该温度区间内的磁通量变化情况能够满足要求,该关键参数范围是合理的,可用以指导后续装置设计。 展开更多
关键词 非能动停堆 无保护事故 金属燃料 计算流体动力学
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厚壁三通管件非等温横向射流的数值模拟研究 被引量：5
2
作者 吴海玲 陈听宽 +2 位作者 罗毓珊 毛庆 张毅雄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第2期127-132,共6页
为了研究压水堆核电站冷却剂系统中厚壁三通管件的热应力问题，模拟了速度比分别为 0.05和 0.5条件下的非等温横向射流，并通过固体区域与流体区域的耦合传热计算，获得了厚壁管件的温度分布。计算基于有限容积法，采用 kε紊流模型... 为了研究压水堆核电站冷却剂系统中厚壁三通管件的热应力问题，模拟了速度比分别为 0.05和 0.5条件下的非等温横向射流，并通过固体区域与流体区域的耦合传热计算，获得了厚壁管件的温度分布。计算基于有限容积法，采用 kε紊流模型，计算结果与实验吻合良好。通过研究低流速比横向射流的流动和传热特性，从流动机理上考察了流动结构对构件温度分布及热应力的影响，指出在实际运行中可能对厚壁三通管件产生热冲击，从而引起构件热疲劳破坏的主要因素。定性地讨论了不同流速比下构件承受的热冲击状况，为运行参数及构件的优化设计提供了理论依据。 展开更多
关键词 数值模拟 非等温横向射流 厚壁三通管件 热压力 压水堆核电站 冷却剂系统
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核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究 被引量：5
3
作者 刘蔚伟 夏小娇 +4 位作者 马韦刚 姜峨 傅晟伟 赵永福 何艳春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期124-129,共6页
核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产... 核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。 展开更多
关键词 化学效应 地坑过滤器 压头损失 失水事故 核电厂
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乏燃料水池非能动冷却热管传热性能研究 被引量：5
4
作者 王明路 熊珍琴 +2 位作者 顾汉洋 叶成 程旭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期62-65,共4页
大尺度分离式热管具有无需电力驱动、换热效率高的特点,可用于断电事故后乏燃料水池非能动冷却,能有效提高核电厂的安全性能。针对大尺度分离式热管的传热特性开展实验研究,获得热管蒸发段外侧加热水流速0.007~0.02 m/s,加热水温度50~90... 大尺度分离式热管具有无需电力驱动、换热效率高的特点,可用于断电事故后乏燃料水池非能动冷却,能有效提高核电厂的安全性能。针对大尺度分离式热管的传热特性开展实验研究,获得热管蒸发段外侧加热水流速0.007~0.02 m/s,加热水温度50~90℃,冷凝段冷却空气速度0.5~2.5 m/s参数范围下换热量、蒸发段平均换热系数、工作温度、工作压力以及循环流量随冷凝段风速、蒸发段热源进口温度和速度的变化规律。结果表明,大尺度热管的最大换热量达到20.1 kW。参数的敏感性分析表明,热源温度和热源流速对热管的循环流量、换热量具有显著的影响。冷凝段外冷却空气速度超过1.5 m/s后,其对分离式热管的影响相对较小。 展开更多
关键词 乏燃料池冷却 分离式热管 换热特性 实验研究
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核电厂非能动氢复合器研制 被引量：5
5
作者 王宏庆 马韦刚 +5 位作者 姜峨 马援东 王春 傅晟伟 李志明 邱添 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期113-116,共4页
核电厂非能动氢复合器主要用于消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据H2和O2催化反应消氢的工作原理,设计以Pt、Pd混合配比作为催化剂的催化板,并以此为核心部件,设计制造能够在非能动条件下持续消氢的非能动... 核电厂非能动氢复合器主要用于消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据H2和O2催化反应消氢的工作原理,设计以Pt、Pd混合配比作为催化剂的催化板,并以此为核心部件,设计制造能够在非能动条件下持续消氢的非能动氢复合器。针对核电厂安全壳严重事故后的消氢要求,开展非能动氢复合器在不同温度、压力、氢气体积分数等条件下的消氢速率试验,不同毒物对消氢效果影响试验以及启动和停止阈值试验。研究结果表明,非能动氢复合器达到了核电厂事故后消氢技术要求,可直接应用于二代堆型核电厂,还可以应用于EPR或AP1000等三代堆型核电厂。 展开更多
关键词 氢复合器 非能动 Pt、Pd催化剂 严重事故
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以R134a为工质的乏燃料池非能动冷却热管实验研究 被引量：3
6
作者 王明路 熊珍琴 +2 位作者 顾汉洋 叶成 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2230-2235,共6页
随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段... 随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段内部温度分布特性,以及热源温度和冷凝段外风速对热管工作温度、换热量、换热系数和循环流量的影响。热管蒸发段内R134a经历过冷、两相和过热状态,其中两相区域较长,达6.6m,因而具有较好的换热能力,在所研究的工况下换热量最高达21kW。参数敏感性分析表明,热源入口温度和冷凝段风速的增大能促进热管的换热性能,特别是热源入口温度的影响更显著。冷凝段风速较小时,其对换热量的影响较为显著,然而随空气速度的增加,影响降低。此外,依据试验数据拟合得到了换热量与冷热源温差的经验关系式,能在工程应用中快速预测热管的性能。 展开更多
关键词 非能动余热排出 分离式热管 换热特性 实验研究 R134A
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核安全三级容器应力分析与评定 被引量：3
7
作者 余华金 张双旺 栾霖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第2期137-142,共6页
以密封排油罐为例 ,论述了核安全三级容器力学计算与评定的主要过程 ,为核安全三级容器的力学评定提供示范 。
关键词 核安全三级容器 应力分析 ASME规范 应力评定 工况 载荷 力学计算 中国安全快堆
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氢气缓解措施中点火器特点及有效性分析 被引量：6
8
作者 黄兴冠 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第6期716-721,共6页
为保证严重事故下安全壳的完整性,氢气缓解措施广泛应用于核电站内。本文应用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了氢气缓解措施中的点火器系统与复合器系统,并总结出各自的特点。点火器通过点燃的方式能够快速有效地降低氢气总量,同时会... 为保证严重事故下安全壳的完整性,氢气缓解措施广泛应用于核电站内。本文应用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了氢气缓解措施中的点火器系统与复合器系统,并总结出各自的特点。点火器通过点燃的方式能够快速有效地降低氢气总量,同时会明显增大安全壳内压力与温度;复合器需长时间运行才能够消除大量的氢气,工作的同时不会引起平均温度与压力的明显上升。如果点火器的布置位置及启动时间均合理,有可能在不引起大范围火焰加速或爆炸的情况下迅速有效地消除氢气。 展开更多
关键词 氢气 严重事故 点火器 复合器 GASFLOW
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基于虚拟仪器技术的应急柴油机调速器测试系统研制 被引量：3
9
作者 杜预 施海宁 +2 位作者 姚建林 陈耀玲 丁俊超 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期88-91,共4页
针对大亚湾核电站应急柴油机调速器上机前预调试效率低且调试结果无法验证的问题,将虚拟仪器技术应用于该预调试过程,开发了一套调速器动静态响应特性测试系统。测试系统以LabVIEW为软件开发平台,配以笔记本电脑、信号调理单元和数据采... 针对大亚湾核电站应急柴油机调速器上机前预调试效率低且调试结果无法验证的问题,将虚拟仪器技术应用于该预调试过程,开发了一套调速器动静态响应特性测试系统。测试系统以LabVIEW为软件开发平台,配以笔记本电脑、信号调理单元和数据采集卡,实现了对调速器动静态特性的测试。测试项目有:模拟调速器多个输入信号;实时测量、保存调速器执行输出信号;对数据进行处理分析。在大亚湾核电站的应用结果表明系统稳定,效率高。 展开更多
关键词 虚拟仪器 调速器 动静态特性 LABVIEW
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水分配围堰的水膜流动特性数值模拟 被引量：2
10
作者 潘新新 宋春景 邱健 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期482-486,共5页
设置一定数量的水分配围堰V型出水口可保证安全壳外壁的水膜覆盖率,有助于事故后壳内热量排出。本文探讨了一种适用于水膜流动特性的CFD分析方法,该方法经理论及试验验证,具有较高的精度。研究得到:随着单V型出水口入口流量增大,水膜稳... 设置一定数量的水分配围堰V型出水口可保证安全壳外壁的水膜覆盖率,有助于事故后壳内热量排出。本文探讨了一种适用于水膜流动特性的CFD分析方法,该方法经理论及试验验证,具有较高的精度。研究得到:随着单V型出水口入口流量增大,水膜稳定宽度线性增长,平均水膜厚度变化不大;V型出水口角度对水膜稳定宽度及水膜厚度不敏感;工程上可合理选择出水口的数量以使系统最优化。 展开更多
关键词 围堰 V型出水口 水膜 稳定宽度 厚度
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低温核供热站数字化保护系统的研究及其可靠性分析 被引量：1
11
作者 李铎 石铭德 +1 位作者 马昌文 解正国 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期269-273,共5页
讨论了一种新型的低温核供热站数字化保护系统的设计方案，这一方案对保护系统信号采用了并行处理技术（由以微处理器为核心的软件处理单元和以通用阵列逻辑芯片为核心的硬件处理单元构成），以设备的多样性为手段，从根本上克服一般数... 讨论了一种新型的低温核供热站数字化保护系统的设计方案，这一方案对保护系统信号采用了并行处理技术（由以微处理器为核心的软件处理单元和以通用阵列逻辑芯片为核心的硬件处理单元构成），以设备的多样性为手段，从根本上克服一般数字化保护系统由软件引起的共模失效问题，明显提高了系统的可靠性。 展开更多
关键词 核供热站 数字化保护系统 并行处理 可靠性
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非能动氢气复合装置的开发设计 被引量：6
12
作者 朱敏 王少波 《舰船科学技术》 北大核心 2006年第2期38-41,共4页
非能动氢气复合装置是核电站发生严重事故时用于消除安全壳内氢气的安全设备之一。我们提出采用催化消氢的原理,利用新研制的全金属型催化剂消除氢气,并利用反应热,以温度梯度为推动力,非能动地进行反应。该方法不仅适用于核电站超设计... 非能动氢气复合装置是核电站发生严重事故时用于消除安全壳内氢气的安全设备之一。我们提出采用催化消氢的原理,利用新研制的全金属型催化剂消除氢气,并利用反应热,以温度梯度为推动力,非能动地进行反应。该方法不仅适用于核电站超设计基准事故下消氢,还适用于设计基准事故下的消氢。其他场合下的消氢也可选用。 展开更多
关键词 核电站严重事故 消氢 全金属型催化剂 非能动
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快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究 被引量：1
13
作者 朱丽娜 叶原武 +1 位作者 侯斌 陈振佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2031-2036,共6页
钠-空气热交换器是钠冷快堆事故余热排出系统的重要设备之一,与外界环境一起构成事故下反应堆余热的最终热阱。由于钠-空气热交换器的换热管采用垂直布置的翅片管结构,空气在不同位置处冲刷换热管的流速以及角度不同,导致其传热特性及... 钠-空气热交换器是钠冷快堆事故余热排出系统的重要设备之一,与外界环境一起构成事故下反应堆余热的最终热阱。由于钠-空气热交换器的换热管采用垂直布置的翅片管结构,空气在不同位置处冲刷换热管的流速以及角度不同,导致其传热特性及阻力特性与传统翅片管换热器有很大不同。本文以钠-空气热交换器工程设计需求为研究背景,设计了两种试验件分别进行空气冲刷角度为90°和30°时翅片管束传热与流动阻力特性试验研究。试验结果表明:对于相同管排,空气冲刷角度为90°时的翅片管的换热系数及阻力系数明显大于空气冲刷角度为30°时的翅片管;对于相同空气冲刷角度下的不同换热管排,第2排翅片管的换热系数最大。本文研究为钠-空气热交换器的设计及优化提供了理论依据。 展开更多
关键词 快堆 钠-空气热交换器 翅片管 传热特性 阻力特性
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堆芯晚期注水对一回路压力的影响分析 被引量：1
14
作者 陶俊 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期1-5,共5页
分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注... 分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注水不会造成一回路压力大幅增大,但波动管失效的时间和尺寸存在较大的不确定性。在开启2列或3列卸压阀的情况下不会发生一回路被动卸压,堆芯晚期注水会增大压力容器失效时一回路的压力,增大熔融物高压喷射的风险;开启3列卸压阀可以将一回路的压力降到较低水平。投入2列安全注入的情况下,压力容器失效时一回路压力比投入1列安全注入的情况略高,但压力容器的失效时间被明显推迟。为了保证充足的衰变热移出能力、减小一回路卸压的不确定性、减小熔融物高压喷射的风险及延缓压力容器失效,较佳的做法是同时开启3列卸压阀并投入2列安全注入。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 堆芯晚期注水 熔融物高压喷射 安全壳直接加热
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瞬态曲线分段线性化方法研究及其程序实现 被引量：1
15
作者 施杨 祖洪彪 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期77-80,共4页
核电厂的瞬态数据是相关设备应力分析和评定的必要输入。然而,电厂实际运行记录数据或设计瞬态计算数据通常由时间间隔很短的大量数据点构成,直接作为应力分析的输入将会导致大量不必要的计算。为了简化分析,一般需要将瞬态数据曲线进... 核电厂的瞬态数据是相关设备应力分析和评定的必要输入。然而,电厂实际运行记录数据或设计瞬态计算数据通常由时间间隔很短的大量数据点构成,直接作为应力分析的输入将会导致大量不必要的计算。为了简化分析,一般需要将瞬态数据曲线进行分段线性化处理。本文基于最小二乘法,开发了一种瞬态曲线分段线性化的方法,并且通过编写PLTC(PiecewiseLinearization forTransientCurves)程序予以实现。分别采用标准正弦函数曲线和核电厂典型瞬态曲线对本文的方法进行了验证,结果表明,本文的方法和程序能够很好地实现瞬态曲线的分段线性化。本文的研究有助于提高核电厂瞬态曲线分段线性化的效率和精度。 展开更多
关键词 瞬态 分段线性化 最小二乘法 程序
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计算机用于核电站安全系统的几个关键问题 IEEE标准“计算机在核电站安全系统中的应用”剖析 被引量：1
16
作者 杨自觉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期84-87,共4页
计算机用于核电站安全系统的几个关键问题ＩＥＥＥ标准“计算机在核电站安全系统中的应用”剖析杨自觉（清华大学核能技术设计研究院）关键词核电站安全系统保护系统计算机应用１概述反应堆安全系统连续监测反应堆工作状态，当工作状态... 计算机用于核电站安全系统的几个关键问题ＩＥＥＥ标准“计算机在核电站安全系统中的应用”剖析杨自觉（清华大学核能技术设计研究院）关键词核电站安全系统保护系统计算机应用１概述反应堆安全系统连续监测反应堆工作状态，当工作状态偏离正常允许范围或可能发展成事故时... 展开更多
关键词 核电站 安全系统 保护系统 计算机应用
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AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究
17
作者 段永强 何迅 +2 位作者 景福庭 蔡志云 余小权 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期147-151,共5页
以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有... 以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为213h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。 展开更多
关键词 乏燃料水池 衰变热 乏池瞬态温度 AP1000
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核电厂氢气点火器研制
18
作者 傅晟伟 王宏庆 +3 位作者 马韦刚 王春 邱添 李志明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期278-282,共5页
核电厂氢气点火器是用于第三代核电站安全壳氢气控制系统的消氢专用设备之一,目的是及时消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据第三代核电站氢气点火器的技术指标及使用要求,研发制造了一种螺旋线圈型的氢气... 核电厂氢气点火器是用于第三代核电站安全壳氢气控制系统的消氢专用设备之一,目的是及时消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据第三代核电站氢气点火器的技术指标及使用要求,研发制造了一种螺旋线圈型的氢气点火器样机,并对其表面温度、升温速度、功率、启停次数及持续工作时间等性能进行了试验。结果表明:研制的氢气点火器3分钟内表面温度达到930℃以上,功率小于145 W,启停次数大于等于360次,持续工作时间大于等于72小时,不仅满足研发技术指标要求和使用要求,并通过技术性能方面的创新实现了技术参数上的提升。 展开更多
关键词 核电厂 氢气点火器 研制
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钠冷快堆内置式燃料破损探测工艺系统研究 被引量：1
19
作者 王刚 罗瑞 《科技创新导报》 2017年第30期98-100,102,共4页
本文主要介绍了法国Phenix快堆燃料破损缓发中子检测系统和破损燃料组件在线定位探测系统,结合现有的技术水平对内置钠取样燃料破损探测与定位系统、方法和主要设备进行技术成熟度和可靠性评价。在此基础上提出内置式燃料破损探测方案... 本文主要介绍了法国Phenix快堆燃料破损缓发中子检测系统和破损燃料组件在线定位探测系统,结合现有的技术水平对内置钠取样燃料破损探测与定位系统、方法和主要设备进行技术成熟度和可靠性评价。在此基础上提出内置式燃料破损探测方案及具体化意见,为我国示范快堆(CFR600)、商用快堆内置式燃料破损探测工艺研究提供理论参考。 展开更多
关键词 快堆 燃料破损 探测 定位 缓发中子
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非能动余热排出系统模化及验证分析 被引量：1
20
作者 武玉增 李常伟 《船舶》 2014年第4期75-81,共7页
模化理论是核反应堆安全系统试验验证的基础。文中以国外某核电厂的非能动余热排出系统为对象,通过模化分析确定一回路失电事故工况下非能动余热排出系统的模化比例系统;采用RELAP5/MOD3.2软件对工程原型和模化系统进行了数值计算,数值... 模化理论是核反应堆安全系统试验验证的基础。文中以国外某核电厂的非能动余热排出系统为对象,通过模化分析确定一回路失电事故工况下非能动余热排出系统的模化比例系统;采用RELAP5/MOD3.2软件对工程原型和模化系统进行了数值计算,数值结果验证了非能动余热排出系统模化分析的正确性。 展开更多
关键词 模化分析 非能动余热排出系统 数值验证
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