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基于MPS粒子与网格耦合的自由表面张力建模方法
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作者 李勇 姚沛滔 +1 位作者 高金辰 李根 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期1-9,共9页
针对移动粒子半隐式(MPS)方法在液体自由表面张力建模时粒子数量过大的问题,提出了一种粒子与网格耦合的自由表面张力建模方法,该方法仅对液相进行粒子离散,并对自由表面附近区域设置背景网格,根据网格与自由表面粒子的距离勾画出level-... 针对移动粒子半隐式(MPS)方法在液体自由表面张力建模时粒子数量过大的问题,提出了一种粒子与网格耦合的自由表面张力建模方法,该方法仅对液相进行粒子离散,并对自由表面附近区域设置背景网格,根据网格与自由表面粒子的距离勾画出level-set函数的等高线,进行自由表面的曲率计算。对比了面积插值法和距离插值法对曲率由网格插值到粒子的准确性,结果表明距离插值法具有较高的计算精度。最后,通过静水池压力、液滴振荡和液滴融合3个基准算例验证了粒子与网格耦合的表面张力模型的准确性和稳定性。 展开更多
关键词 表面张力 粒子法 网格 等高线
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改进粒子法在钠冷快堆熔融物水力学破碎行为中的数值模拟
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作者 王文鹏 张斌 +2 位作者 曹胜 任前永 单建强 《西安交通大学学报》 北大核心 2025年第4期128-138,共11页
为了进一步研究钠冷快堆堆芯熔融物水力学射流破碎过程中的关键影响因素,深入分析熔融物射流破碎形态、穿透深度和破碎机理,基于改进最小二乘移动粒子半隐式方法,对熔融物射流在冷却剂钠中的破碎行为进行了模拟。首先,通过将模拟结果与... 为了进一步研究钠冷快堆堆芯熔融物水力学射流破碎过程中的关键影响因素,深入分析熔融物射流破碎形态、穿透深度和破碎机理,基于改进最小二乘移动粒子半隐式方法,对熔融物射流在冷却剂钠中的破碎行为进行了模拟。首先,通过将模拟结果与已有实验数据对比,验证了该方法的适用性和可靠性;其次,将该方法应用于研究金属熔融物与冷却剂钠之间的相互作用,对熔融物射流的破碎过程进行了数值模拟,得到了大量数值实验结果;最后,基于模拟实验结果,发现在低Weber数下,射流前端瑞利-泰勒不稳定性主导破碎,在高低Weber数下,射流破碎主要是由射流侧表面上开尔文-亥姆霍兹不稳定引发的波状剥离机制驱动,分析了射流直径和射流初始速度等参数对射流破碎长度的影响,拟合出针对冷却剂钠的破碎长度关联式,并与实验值和其他模型结果进行了验证,误差控制在±30%以内,从而建立了新的射流破碎模型。研究工作可为钠冷快堆压力容器改进设计提供参考,同时,对于评价钠冷快堆堆芯熔融物射流对反应堆压力容器的潜在影响具有重要意义。 展开更多
关键词 钠冷快堆 射流破碎长度 最小二乘移动粒子半隐式法
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移动式气冷堆电源关键安全特性研究
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作者 马信荣 杨夷 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期127-134,共8页
为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基... 为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基础。对反应堆系统可能发生的3种事故工况进行了研究分析,分别为控制系统故障、一回路风机故障和涡轮机故障。对3种事故中堆芯冷却剂出口温度、堆芯热点温度、反应堆功率等关键参数进行计算,并研究了事故发生后各关键参数的变化趋势,对反应堆系统的安全特性进行了分析和验证。结果表明,本文所建立的模型可较准确地对布雷顿氦氙气冷堆系统的各工况进行仿真,在保护系统生效时反应堆系统是安全的。对于控制系统故障导致以0.001 s^(-1)增加了0.02的反应性的反应性引入事故,当保护系统失效时,在事故发生9 s后,堆芯热点温度为2493.061 K,堆芯将会损毁;当保护系统正常时,系统将在保护系统的作用下安全停堆。对于一回路风机故障导致一回路流量下降至50%和涡轮机故障导致其中一条二回路流量下降至60%的事故,反应堆系统均可保持安全状态。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD程序 布雷顿循环 氦氙气冷堆 安全特性
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VVER-1000核电机组全厂断电事故长期冷却阶段分析研究
4
作者 陈静 任煜 +1 位作者 张健夫 任一飞 《电工技术》 2025年第19期273-276,共4页
为更全面地反映事故后果及其影响,针对VVER-1000核电机组全厂断电事故开展了长期冷却阶段的定量计算。采用瞬态分析程序DINAMIKA,从验收准则的角度考虑了最不利的边界和初始条件,并引入了保守性假设,获得了事件序列和整个事故瞬态过程... 为更全面地反映事故后果及其影响,针对VVER-1000核电机组全厂断电事故开展了长期冷却阶段的定量计算。采用瞬态分析程序DINAMIKA,从验收准则的角度考虑了最不利的边界和初始条件,并引入了保守性假设,获得了事件序列和整个事故瞬态过程中堆芯以及一、二回路热工水力参数的变化。计算结果表明,安全系统的自动响应和操纵员执行长期冷却动作,可达到JNA/JMN系统启动条件,将反应堆从可控状态带入安全稳定的冷停堆状态,实现余热的长期有效排出。此外,应急给水系统储水箱的总容量满足蒸汽发生器水量供应的需求。 展开更多
关键词 VVER核电机组 全厂断电事故 长期冷却阶段
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基于浓度扩散的壁面冷凝模型的构建与验证
5
作者 彭程 邓康杰 +1 位作者 宋悠雅 孟显品 《哈尔滨工程大学学报》 北大核心 2025年第3期495-502,共8页
针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流... 针对核电厂安全壳内事故后含不可凝性气体的壁面冷凝传热问题,本文基于气体的浓度扩散,构建了二元混合气体边界层模型,描述了壁面液膜冷凝传热沿竖直方向的分布。通过与恒定壁温实验中的恒定壁温工况及恒定冷却流量实验中的恒定冷却流量工况的比对,验证了模型对于强迫对流湍流流动工况中,不可凝性气体质量份额为13.2%~99.3%,压力为0.1~0.66 MPa的预测结果与精细化网格处理后的计算流体力学程序的模拟结果相一致,且较系统分析程序RELAP5的模拟结果有显著的改进,本文研究可为核电厂假想事故下壁面液膜冷凝的快速评估提供模型基础。 展开更多
关键词 混合气体边界层 壁面液膜冷凝 浓度扩散 模型验证 热流密度 不可凝气体 非能动安全壳冷却系统 计算流体力学
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液态铅铋冷却反应堆蒸汽发生器传热管破裂事故现象特性分析研究
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作者 王迪 谭林昊 +4 位作者 梁任 梁活 林支康 欧阳勇 蔡德昌 《核技术》 北大核心 2025年第7期331-346,共16页
蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)是液态金属冷却反应堆典型事故工况之一。采用基于欧拉-欧拉体系的体平均多相流数值模拟方法,针对SGTR事故短期4个主要阶段典型现象,完成了程序对SGTR事故下压力波产生及传播... 蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)是液态金属冷却反应堆典型事故工况之一。采用基于欧拉-欧拉体系的体平均多相流数值模拟方法,针对SGTR事故短期4个主要阶段典型现象,完成了程序对SGTR事故下压力波产生及传播、气体-液态铅铋两相流、破口喷放及一回路整体升压现象的模型优化改进和适用性评价。基于改进后程序分别建立破损蒸汽发生器(Steam Generator,SG)一次侧流道和一回路全堆SGTR事故分析模型,开展了事故现象特性分析研究,定量获取了SGTR事故短期4阶段一回路典型现象瞬态变化特性,包括破损SG流道压力波产生及传播、蒸气膨胀、冷却剂相互作用(Coolant-Coolant Interaction,CCI)、一回路整体升压及蒸气气泡迁移现象,明确现象本质上可归纳为不同时间尺度、不同作用区域的多相态多组分流动传热传质过程。 展开更多
关键词 液态金属冷却反应堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 反应堆安全分析 多相流
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严重事故下堆芯熔融物迁移行为模拟分析
7
作者 魏超 向清安 +1 位作者 罗跃建 李春 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1640-1648,共9页
为深入了解严重事故机理以及影响事故进程的关键因素,本文结合我国三代核电机组不同类型堆芯支承结构的设计特点,利用严重事故分析程序开展了熔融物迁移进程模拟分析,深入研究了熔融物迁移进程不同阶段的现象以及堆芯支承结构对迁移进... 为深入了解严重事故机理以及影响事故进程的关键因素,本文结合我国三代核电机组不同类型堆芯支承结构的设计特点,利用严重事故分析程序开展了熔融物迁移进程模拟分析,深入研究了熔融物迁移进程不同阶段的现象以及堆芯支承结构对迁移进程的影响。结果表明:严重事故初期,由于压力容器水位下降速率有限,堆芯熔化阶段出现熔融材料滞留分层,形成稳定可冷却的氧化物硬壳,导致内部熔池不断径向扩张,发生初始侧向迁移;随后熔融物继续沿侧向和竖向同时发生二次迁移,3类堆芯支承结构对熔融物二次迁移的阻碍特性不同,A类支承结构在初始侧向迁移后,熔融物尚未接触到支承板,后续侧向迁移熔融物质量流量较小,大部分熔融物沿竖向相继熔穿下堆芯板、支承柱和支承板进入下腔室,从而延缓熔融物迁移进程;B类和C类支承结构在初始迁移后至压力容器蒸干前,熔融物即可基本接触并熔化支承板,共同形成下腔室稳态熔池。最终稳态熔池中大部分熔融物,特别是金属熔融物,均需要通过二次迁移进入下腔室。 展开更多
关键词 严重事故 熔融物迁移进程 事故机理 堆芯支承结构
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核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究 被引量:8
8
作者 毛庆 余红星 +5 位作者 肖忠 张毅雄 刘文进 王荣忠 徐晖 段权 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期93-98,共6页
对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设... 对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用。 展开更多
关键词 核反应堆 地震 失水事故 结构动力分析 设计分析系统 计算软件系统 结构设计 安全 结构动力响应
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核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究 被引量:7
9
作者 林萌 苏云 +1 位作者 胡锐 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第3期240-245,共6页
核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数... 核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。 展开更多
关键词 工程模拟器 核电站 仿真分析 事故 反应堆系统 RELAP5 轻水反应堆 蒸汽发生器 分析程序 有效工具 计算结果 仿真过程 传热管 核电厂 数值 干预
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^(13)N监测仪的稳谱技术研究 被引量:9
10
作者 屈国普 凌球 +3 位作者 郭兰英 赵立宏 陈坚祯 陈丛桂 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第7期561-563,共3页
本文论述了13N监测仪中的谱漂移和稳谱问题,给出了实验测量方法及测量原理框图,并对谱仪系统的能量与温度的非线性关系进行了测量;采用非线性方法稳谱,温度在10—45℃范围内变化时,511keVγ光子的峰位道址漂移小于±1道。
关键词 13^N监测仪 谱漂移 稳谱 能量非线性
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 被引量:12
11
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期609-615,共7页
本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性... 本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级,非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6~10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。 展开更多
关键词 严重事故 大破口失水事故 裂变产物 源项
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堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析 被引量:10
12
作者 罗娟 罗家成 +2 位作者 李朋洲 孙磊 唐鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期37-41,共5页
核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,... 核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。 展开更多
关键词 严重事故 堆内熔融物滞留(IVR) 下封头 塑性变形 蠕变变形
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PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析 被引量:6
13
作者 石兴伟 雷蕾 +3 位作者 兰兵 胡健 乔雪冬 靖剑平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期75-79,共5页
钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆... 钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。 展开更多
关键词 非能动安全壳分析程序 非能动安全壳 双端剪切 蒸汽主管道破裂 液膜覆盖率
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固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨 被引量:10
14
作者 焦小伟 王凯 +1 位作者 何兆忠 陈堃 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期77-83,共7页
利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否... 利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。 展开更多
关键词 固态熔盐堆 全厂断电ATWS 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD4.0
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池式钠冷快堆固有热工流体安全特性研究 被引量:6
15
作者 周志伟 薛秀丽 +1 位作者 杨勇 杨红义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1397-1405,共9页
本文提出池式钠冷快堆具有一种重要特性,即固有的热工流体安全特性,分析其形成机理,并采用实际反应堆和钠工质台架的自然循环试验数据,以及不同系统程序的预测计算,对其进行论证。结果表明,池式钠冷快堆具有固有的热工流体安全特性。在... 本文提出池式钠冷快堆具有一种重要特性,即固有的热工流体安全特性,分析其形成机理,并采用实际反应堆和钠工质台架的自然循环试验数据,以及不同系统程序的预测计算,对其进行论证。结果表明,池式钠冷快堆具有固有的热工流体安全特性。在事故紧急停堆初期,池式钠冷快堆仅依靠该固有安全特性即可保证堆芯安全,后期只需要在堆内温度上升到安全限值之前建立堆外有效热阱即可。有效热阱可以是专门设置的余热排出系统也可以是堆容器常规热损失项;对于将换热器布置在热池或冷池的较典型事故余热排出系统,从其启动到对堆芯发挥冷却作用需要相对较长时间。此时段,反应堆需依赖固有的热工流体安全特性来抑制堆芯温升,保证堆芯安全。 展开更多
关键词 钠冷快堆 自然循环 非能动余热排出 固有安全 热惰性 热工流体安全特性
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先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析 被引量:10
16
作者 沈瑾 江光明 +1 位作者 唐钢 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期87-90,共4页
采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设... 采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。 展开更多
关键词 先进堆 非能动余热排出系统 全厂断电事故 自然循环
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RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造 被引量:7
17
作者 林萌 杨燕华 +2 位作者 胡锐 苏云 张荣华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期125-129,139,共6页
RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成... RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。 展开更多
关键词 RELAP5 核电站模拟器 热工水力程序
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AP1000严重事故下的氢气源项及消氢措施分析 被引量:10
18
作者 李京喜 佟立丽 曹学武 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2012年第21期30-33,共4页
采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟。结果表明,中破口始发严重事故压力... 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟。结果表明,中破口始发严重事故压力容器内会产生624kg的氢气,安全壳隔间有氢气燃烧的风险。同时,建立氢气控制系统模型,选取热段中破口始发(MB-LOCA)的严重事故序列,分析氢气控制系统的消氢效果,结果表明,氢气控制系统可以有效地将氢气浓度控制在安全限值以内,采用64个点火器叠加2个非能动氢气复合器(PARs)可以有效降低点火次数。 展开更多
关键词 AP1000 严重事故 氢气源项 氢气控制系统
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PSA在核电厂技术规范优化中的应用 被引量:9
19
作者 依岩 种毅敏 +2 位作者 李琼哲 李春 郭建兵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期766-773,共8页
本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应... 本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应用情况以及具体应用工作中的一些问题进行了分析和讨论。 展开更多
关键词 PSA 技术规范 风险指引型技术规范 风险管理型技术规范
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核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究 被引量:4
20
作者 姚伟达 谢永诚 +6 位作者 张明 孙万峰 梁星筠 窦一康 周全福 姜南燕 罗学军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期135-138,共4页
核电厂主设备是核电厂的关键设备。对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求。 上海核工程研究设计院在主设备的地震... 核电厂主设备是核电厂的关键设备。对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求。 上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统。该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。 展开更多
关键词 核电厂 主设备 地震 设计 分析 反应堆
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