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直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究: 1; 作者黄志刚张妍 +4 位作者鲁晓东彭传新昝元锋卓文彬闫晓《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2021-2027,共7页; 小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针... 展开更多; 关键词 ACP100非能动安全系统直接注入管线失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算被引量：4: 2; 作者乔雪冬王昆鹏 +4 位作者靖剑平孙微安捷铷贾斌张春明《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期306-313,共8页; 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的... 展开更多; 关键词 AP1000 RELAP5 直接注入管线小破口失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析被引量：3: 3; 作者李京喜黄高峰 +1 位作者佟立丽曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期238-241,共4页; 本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故,分析堆芯熔融物压力容器内保持(IVR)策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域... 展开更多; 关键词直接注入管线破裂严重事故 IVR; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究被引量：2: 4; 作者肖三平钱辉 +1 位作者吴昊陈树山《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页; 本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有... 展开更多; 关键词安全壳内置换料水箱压力容器直接注入管线断裂低压安注; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究: 1; 作者黄志刚张妍鲁晓东彭传新昝元锋卓文彬闫晓; 机构中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2021-2027,共7页; 文摘小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。; 关键词 ACP100非能动安全系统直接注入管线失水事故; Keywords ACP100 passive safety system DVI line LOCA; 分类号 TK24 [动力工程及工程热物理—动力机械及工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算被引量：4: 2; 作者乔雪冬王昆鹏靖剑平孙微安捷铷贾斌张春明; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期306-313,共8页; 基金大型先进压力堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001); 文摘基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。; 关键词 AP1000 RELAP5 直接注入管线小破口失水事故; Keywords AP1000 RELAP5 direct vessel injection small break LOCA; 分类号 TL331 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析被引量：3: 3; 作者李京喜黄高峰佟立丽曹学武; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期238-241,共4页; 文摘本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故,分析堆芯熔融物压力容器内保持(IVR)策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明,该事故序列下未发生下封头蠕变失效,区域4有最早发生蠕变失效的可能性。; 关键词直接注入管线破裂严重事故 IVR; Keywords DVI line break severe accident IVR; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究被引量：2: 4; 作者肖三平钱辉吴昊陈树山; 机构深圳中广核工程设计有限公司上海分公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页; 文摘本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。; 关键词安全壳内置换料水箱压力容器直接注入管线断裂低压安注; Keywords in-containment refueling water storage tank direct vessel injection line break low pressure safety injection; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料