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红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析
被引量：
1
1
作者
侯华青
蒋晓华
+1 位作者
曹建华
卢向晖
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第3期469-473,共5页
本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对...
本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂(MSLB)事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。
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关键词
隔室
超压分析
主蒸汽管道双端剪切断裂
VVP
ARE
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职称材料
SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析
被引量：
1
2
作者
侯华青
沈永刚
+1 位作者
崔旭阳
蒋晓华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期452-456,共5页
目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(C...
目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。
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关键词
全范围事故分析
小破口失水事故
堆芯熔化频率
过冷度
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职称材料
小型堆安全壳抑压系统优化分析
被引量：
2
3
作者
侯华青
熊友强
+4 位作者
董海防
游凡
章军
杨卓
辛培培
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2391-2396,共6页
LOCA后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳...
LOCA后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析,得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明:抑压水池能显著降低安全壳内的压力,不同抑压水池模块配置下安全壳内的压力差异较大,在设计过程中需针对安全壳设计方案进行优化配置。
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关键词
安全壳
抑压水池
抑压管
LOCA
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职称材料
题名
红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析
被引量：
1
1
作者
侯华青
蒋晓华
曹建华
卢向晖
机构
中科华核电技术研究院有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第3期469-473,共5页
文摘
本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂(MSLB)事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。
关键词
隔室
超压分析
主蒸汽管道双端剪切断裂
VVP
ARE
Keywords
compartment
pressure response
main steam line break
VVP/ARE
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析
被引量：
1
2
作者
侯华青
沈永刚
崔旭阳
蒋晓华
机构
中科华核电技术研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期452-456,共5页
文摘
目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。
关键词
全范围事故分析
小破口失水事故
堆芯熔化频率
过冷度
Keywords
analysis for full range of accident
SBLOCA
CDF
degree of super-cooling
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
小型堆安全壳抑压系统优化分析
被引量：
2
3
作者
侯华青
熊友强
董海防
游凡
章军
杨卓
辛培培
机构
武汉第二船舶设计研究所
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2391-2396,共6页
文摘
LOCA后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析,得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明:抑压水池能显著降低安全壳内的压力,不同抑压水池模块配置下安全壳内的压力差异较大,在设计过程中需针对安全壳设计方案进行优化配置。
关键词
安全壳
抑压水池
抑压管
LOCA
Keywords
containment
pressure suppression pool
pressure suppression tube
LOCA
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析
侯华青
蒋晓华
曹建华
卢向晖
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析
侯华青
沈永刚
崔旭阳
蒋晓华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
小型堆安全壳抑压系统优化分析
侯华青
熊友强
董海防
游凡
章军
杨卓
辛培培
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
2
在线阅读
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职称材料
已选择
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