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基于CART-LSTM算法的压水堆LOCA诊断方法
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作者 孙哲俊 王于龙 +1 位作者 魏新宇 孙培伟 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期212-217,共6页
失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。... 失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。分类与回归树(CART)是一种常用的分类方法,具有分类速度快、准确率高、可读性强等特点。本文提出一种基于CART-LSTM的压水堆LOCA诊断方法,利用LOCA的数据集对诊断模型进行训练并优化参数,然后将训练好的模型用于LOCA诊断,从而实现对LOCA的早期快速诊断。结果表明,基于CART-LSTM的诊断方法能够准确判断LOCA的位置以及具体的破口尺寸。 展开更多
关键词 失水事故(loca) 故障诊断 长短期记忆(LSTM) 决策树
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LOCA裕度监视系统仿真实验平台
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作者 陈正 杨帆 《实验科学与技术》 2016年第6期53-55,共3页
该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并... 该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并实现对相关数据进行图形化或者表格化的上屏操作。使用表明,仿真实验平台较好地完成了LSS系统的功能。 展开更多
关键词 loca裕度监视系统 仿真 实验平台 loca裕度
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CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析 被引量:2
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作者 胡泊 黄文玉 +5 位作者 周冰 王晓宇 王艳灵 卢勇 张龙 刘宽程 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期150-155,共6页
基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vesse... 基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vessel LOCA事故中氦气泄漏会导致管道所在房间压力小幅度上涨,氦气泄漏量低于安全限值;在In-vessel LOCA叠加Ex-vessel LOCA事故中,不考虑隔离阀时房间气体会向真空室倒流,使真空室泄漏量超过安全限值;在加入隔离阀后,真空室泄漏量与房间泄漏量均满足验收准则。同时基于计算结果,估计了事故工况下氚的泄漏量。结果验证了方案的安全性,并为后续设计工作提供了数据支持。 展开更多
关键词 CFETR 氦冷偏滤器 RELAP代码 Ex-vessel loca In-vessel loca
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LOCA工况下锆合金包壳的行为概述 被引量:8
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作者 王荣山 耿建桥 +2 位作者 翁立奎 张晏玮 王锦红 《材料导报(纳米与新材料专辑)》 EI CAS 2011年第2期501-503,共3页
LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及... LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。 展开更多
关键词 loca 锆合金 ECR
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LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 被引量:2
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作者 陈玲 尚彦龙 +2 位作者 蔡琦 申祖金 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期324-329,共6页
反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO... 反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。 展开更多
关键词 loca 安全注射系统 GO-FLOW 时序系统 可靠性
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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量:5
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作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页
核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 loca 温度场 响应规律
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SG LOCA摇晃动力响应数值分析 被引量:2
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作者 黄茜 余晓菲 +3 位作者 齐欢欢 冯志鹏 姜乃斌 宋海洋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期82-86,共5页
经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了... 经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比,结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响,应采用与RCL耦联的计算方式。 展开更多
关键词 蒸汽发生器(SG) 失水事故(loca) 摇晃 动力响应 非线性
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中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究 被引量:1
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作者 胡星 贾江涛 +4 位作者 孟孜 倪木一 陈志斌 张斌 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期405-412,共8页
中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用M... 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。 展开更多
关键词 氦冷固态包层 事故安全 In-box loca
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LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法 被引量:1
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作者 张中伟 梁国兴 匡波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期33-37,48,共6页
采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进... 采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。 展开更多
关键词 loca分析 评价模型 不确定性分析 初始运行条件 峰值包壳温度
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余热排出泵电机LOCA鉴定试验关键技术研究 被引量:3
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作者 黄文有 帅剑云 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第4期94-98,共5页
对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲... 对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲击在12 s内完成。采用水力测功机作为电机负载。水力测功机安装在LOCA试验容器外,通过中间轴与LOCA试验容器内的电机连接。为减少传动系统振动,将中间轴固定在LOCA试验容器壁面,并采用大挠度联轴器。在试验中电机平稳运行,满足试验要求。 展开更多
关键词 loca鉴定试验 热冲击 电机运转
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核级压力变送器LOCA试验方法研究
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作者 李卫民 马象睿 +1 位作者 郑骈垚 闫继锋 《自动化仪表》 2025年第9期13-17,共5页
基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOC... 基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOCA试验过程的样机热传导进行了研究。分析了LOCA环境条件对仪表性能的影响,并对试验全过程提出了快速瞬变阶段和渐变阶段的划分。基于多次LOCA试验探究的数据基础,以及模拟工况的目标要求,对LOCA试验的不同阶段提出了差异化的监测方法,并对验收准则提出了推荐性意见。同时,创新性地提出了一种提高试验可靠性的包含旁路压力监测的LOCA试验监测系统连接方法。对核级压力变送器的LOCA试验细则,从试验方法、监测方法、验收准则等方面进行了详细阐述,并提出了推荐性意见。该研究有利于LOCA试验方法的规范化,可为同类仪表的试验验证提供参考。 展开更多
关键词 核级压力变送器 设计基准事故 模拟失水事故 鉴定规程 试验方法 旁路监测方法
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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究
12
作者 吴丹 邓坚 +4 位作者 丁书华 辛素芳 鲜麟 毕树茂 毛辉辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期188-192,共5页
反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。 展开更多
关键词 冷却剂丧失事故(loca) 燃料棒 肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布 包壳峰值温度(PCT)
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大破口LOCA喷放模拟实验启动方法研究
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作者 幸奠川 唐明 +4 位作者 王涛 侯峰伟 昝元锋 黄军 仇子铖 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S2期146-149,共4页
地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LOCA喷放模拟实验启动压力的精确控制和高能流体的瞬间释放。压力测量结果表明:双膜放气启动压力损失最大,... 地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LOCA喷放模拟实验启动压力的精确控制和高能流体的瞬间释放。压力测量结果表明:双膜放气启动压力损失最大,单膜启动压力爬升较慢,双膜充气启动在压力损失、压力爬升速度和压力精度上都能准确模拟大破口LOCA喷放物理过程。最后采用双膜充气启动方法对双壁盒式保温结构进行射流破坏试验,结果表明本装置提供的冲击力度足够。 展开更多
关键词 大破口loca喷放模拟 启动方式 压力精度 压力爬升速度 射流破坏实验
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中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析
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作者 陈林 张世超 +1 位作者 孟孜 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期246-252,共7页
中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采... 中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。 展开更多
关键词 双功能液态铅锂包层 RELAP5 In-box loca 压力传播
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氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响
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作者 刘鑫 涂蒙河 +2 位作者 李燊 王辉 胡勇 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1626-1631,共6页
锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试... 锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响机制。结果表明,随氢含量的增加,在模拟LOCA试验后锆合金残余塑性下降。氢的加入对锆合金显微组织结构影响较小,氢对锆合金微观组织结构的影响不是导致锆合金残余塑性降低原因。氢的存在导致锆合金模拟LOCA试验后残余塑性下降的原因之一是氢增加造成锆合金prior-β相中吸收氧含量提高,从而降低锆合金残余塑性,其次氢可能以饱和固溶或细小的氢化物脆性相方式存在于prior-β相中,也造成锆合金残余塑性下降。 展开更多
关键词 锆合金 loca 残余塑性 氧含量
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Overview of Distribution Network Fault Location 被引量:1
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作者 Hao Wu Jie Yang +1 位作者 Qiaomei Wang Leilei Chen 《Energy and Power Engineering》 2019年第5期209-219,共11页
According to the existing research, the fault section location and fault location of passive distribution network and active distribution network are reviewed. Among them, fault location of passive distribution networ... According to the existing research, the fault section location and fault location of passive distribution network and active distribution network are reviewed. Among them, fault location of passive distribution network mainly introduces fault segment location based on transient state and steady state quantity and fault location based on transient quantity. The active distribution network mainly introduces the fault segment location based on the current amount and the switching capacity based on the distribution network topology. On this basis, the difficulties of fault location in the distribution network at present are analyzed, and the future development is prospected. 展开更多
关键词 Passive DISTRIBUTION NETWORK Active DISTRIBUTION NETWORK SEGMENT loca-tion Fault location Research and PROSPECT
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核电厂LOCA监测系统功能介绍 被引量:2
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作者 刘金环 李洋 《科技风》 2014年第3期76-76,共1页
福岛核电站发生事故后,人们对核电站的安全运行更加关注。LOCA监测系统(LSS)是在线监督反应堆运行状态的系统,它采集过程仪表、核仪表以及控制棒棒位等数据,使用专用的物理计算模型计算中子通量分布和LOCA裕度等参数,为反应堆提供LOCA... 福岛核电站发生事故后,人们对核电站的安全运行更加关注。LOCA监测系统(LSS)是在线监督反应堆运行状态的系统,它采集过程仪表、核仪表以及控制棒棒位等数据,使用专用的物理计算模型计算中子通量分布和LOCA裕度等参数,为反应堆提供LOCA裕度的监测和保护,为操纵员提供实时的堆芯运行参数和图形指示,从而为反应堆安全稳定运行提供可靠的技术保障。 展开更多
关键词 loca监测系统 LSS loca裕度 中子通量分布 运行区域图
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基于模糊专家库的核电LOCA试验温度控制 被引量:3
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作者 方刚 杨海马 +4 位作者 丁大民 刘瑾 张大伟 李筠 张向鸿 《控制工程》 CSCD 北大核心 2023年第11期2058-2065,共8页
冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制... 冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制具有非线性、迟滞大以及时变性的技术难题,使用Fluent软件模拟LOCA试验仓中的温度变化和蒸汽流场,并用MATLAB仿真对比模糊专家PID与经典PID的差异。以设计基准事故(design basis accident, DBA)鉴定曲线CPR1000和AP1000为标准,在现场进行了瞬态热冲击试验、喷淋降温试验和温度平衡试验。通过仿真和现场试验结果表明,采用模糊专家PID联合控制的温控系统比经典PID控制响应速度更快、鲁棒性更高、超调量更小,误差控制在±5℃以内,符合DBA曲线的温控要求,能够满足LOCA温控系统的自动化测试需要。 展开更多
关键词 loca FLUENT DBA鉴定曲线 模糊PID 专家控制 热冲击 温度控制
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核电站LOCA释放源项的模拟计算 被引量:4
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作者 田侑成 郭江华 +2 位作者 龙林鑫 聂矗 蔡林 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期83-87,共5页
文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性... 文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1~2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。 展开更多
关键词 loca 释放源项 ORIGEN2 模拟计算
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CN HCCB TBS的LOFA与真空室内LOCA初步分析 被引量:2
20
作者 王艳灵 张龙 +1 位作者 武兴华 赵周 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期213-218,共6页
基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故... 基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。 展开更多
关键词 CN HCCB TBS RELAP 5 LOFA 真空室内loca
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