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固有安全一体化UZrH_x动力堆INSURE-100初步研究 被引量:8
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作者 陈淑林 冷贵君 +4 位作者 张森如 程和平 李冬生 赵伟 廖卫 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第4期289-293,302,共6页
铀氢锆(UZrHx)堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的100MW铀氢锆小型动力堆INSURE—100正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案,余热排出采取非能动的自然循环方式。这种... 铀氢锆(UZrHx)堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的100MW铀氢锆小型动力堆INSURE—100正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案,余热排出采取非能动的自然循环方式。这种固有安全动力堆有很好的前景,是一种理想的热电联供堆。目前,我国已掌握了铀氢锆元件的制造技术,并在铀氢锆(UZrHx)脉冲堆上得到实际应用。 展开更多
关键词 一体化堆 反应堆安全 铀氢锆堆
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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析 被引量:1
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作者 毛辉辉 陈树 +2 位作者 邓坚 向清安 肖红 《科技视界》 2015年第20期5-6,100,共3页
以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 展开更多
关键词 PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序
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5MW THR几个物理参数的测量实验
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作者 付小东 张达芳 苏庆善 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第2期51-54,共4页
介绍了5MW THR低功率调试阶段所做的几个物理实验,包括低功率物理实验功率水平的确定、控制棒的绝对刻度、反应堆等温温度系数的测量。还介绍了实验方法并给出了具体参数。
关键词 核供热试验堆 物理参数 测量 实验
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Core cooling in pressurized-water reactor during water injection 被引量:2
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作者 TAO Jun LI Jingxi TONG Lili CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2011年第1期60-64,共5页
In this paper,the reactor core cooling and its melt progression terminating is evaluated,and the initiation criterion for reactor cavity flooding during water injection is determined.The core cooling in pressurized-wa... In this paper,the reactor core cooling and its melt progression terminating is evaluated,and the initiation criterion for reactor cavity flooding during water injection is determined.The core cooling in pressurized-water reactor of severe accident is simulated with the thermal hydraulic and severe accident code of SCDAP/RELAP5.The results show that the core melt progression is terminated by water injection,before the core debris has formed at bottom of core,and the initiation of reactor cavity flooding is indicated by the core exit temperature. 展开更多
关键词 压水反应堆 堆芯冷却 注水 严重事故 热工水力 堆芯熔化 温度显示 反应器
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