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小型堆破口失水事故初步研究被引量：4: 1; 作者杨江林支康 +3 位作者卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页; 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 展开更多; 关键词小型堆非能动安全注入系统破口失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用被引量：3: 2; 作者曹志伟林支康 +3 位作者王婷梁任鲍杰卢向晖《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期2183-2188,共6页; 中广核确定论统计方法(GSM)是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故(LOCA)分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法(DRM)惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化... 展开更多; 关键词 LOCA分析方法不确定性量化参数统计 Wilk’s非参数统计分析方法正态性检验; 在线阅读下载PDF 职称材料

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究被引量：2: 3; 作者崔旭阳卢向晖 +3 位作者杨江沈永刚林支康罗汉炎《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1721-1728,共8页; 失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对... 展开更多; 关键词确定论现实方法华龙一号失水事故质能释放安全壳热工响应; 在线阅读下载PDF 职称材料

台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验与理论预测分析比较被引量：1: 4; 作者梁任李润骋 +3 位作者魏来陈华发林支康沈永刚《核安全》 2022年第2期26-31,共6页; 台山核电厂一号机组是欧洲压水堆核电厂(EPR)堆型的全球首堆,部分冷却试验作为该堆型的首堆试验,目的是验证二回路蒸汽大气排放系统(VDA)的设计和控制满足快速降温降压安全功能要求的情况,是安全系统设计验证的重要依据。本文叙述了台... 展开更多; 关键词台山EPR 首堆试验部分冷却预分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究被引量：1: 5; 作者徐苗苗乐志东 +1 位作者林支康沈永刚《核安全》 2022年第2期62-67,共6页; 为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析。分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著... 展开更多; 关键词 SGTR 事故缓解放射性后果; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂事故保护表设计方法研究: 6; 作者徐苗苗林支康 +2 位作者纪文英沈永刚欧阳勇《核安全》 2023年第1期23-29,共7页; 事故保护表(Fault&Protection Schedule)是英国核安全审评中的设计金线,其目的在于呈现所有设计基准工况要求的安全功能,完整地展现核电厂设计。基于国际法律法规调研以及华龙一号GDA审查经验,本文对事故保护表的设计方法及其应用... 展开更多; 关键词通用设计审查事故分析安全功能核电厂设计多样化; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名小型堆破口失水事故初步研究被引量：4: 1; 作者杨江林支康卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕; 机构中国广核集团中科华核电技术研究院有限公司环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页; 基金国家高技术研究发展计划资助项目(2012AA050905); 文摘为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。; 关键词小型堆非能动安全注入系统破口失水事故; Keywords small reactor passive safety injection system break LOCA; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用被引量：3: 2; 作者曹志伟林支康王婷梁任鲍杰卢向晖; 机构中广核研究院有限公司生态环境部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期2183-2188,共6页; 文摘中广核确定论统计方法(GSM)是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故(LOCA)分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法(DRM)惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布,并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口LOCA分析,与传统DRM相比可挖掘约9%的LOCA裕量。; 关键词 LOCA分析方法不确定性量化参数统计 Wilk’s非参数统计分析方法正态性检验; Keywords LOCA analysis method uncertainty quantification parameter statistic Wilk’s non-parametric statistic analysis method normality test; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究被引量：2: 3; 作者崔旭阳卢向晖杨江沈永刚林支康罗汉炎; 机构中广核研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1721-1728,共8页; 文摘失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。; 关键词确定论现实方法华龙一号失水事故质能释放安全壳热工响应; Keywords deterministic realistic methodology HPR1000 loss of coolant accident mass and energy release containment thermal response; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验与理论预测分析比较被引量：1: 4; 作者梁任李润骋魏来陈华发林支康沈永刚; 机构中广核研究院有限公司台山核电合营有限公司; 出处《核安全》 2022年第2期26-31,共6页; 文摘台山核电厂一号机组是欧洲压水堆核电厂(EPR)堆型的全球首堆,部分冷却试验作为该堆型的首堆试验,目的是验证二回路蒸汽大气排放系统(VDA)的设计和控制满足快速降温降压安全功能要求的情况,是安全系统设计验证的重要依据。本文叙述了台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验过程,并通过热工水力系统程序CATHARE建立了理论预分析模型,预分析与试验值的对比结果可为华龙一号自主核电型号首堆试验提供重要参考。结果表明,理论预测值与实测结果符合良好,试验偏差满足验收准则。可见,部分冷却安全功能可靠有效,理论分析程序适用准确。; 关键词台山EPR 首堆试验部分冷却预分析; Keywords Taishan Nuclear Power Plant First-Plant-Only-Tests partial cooldown pre-analysis; 分类号 TL [核科学技术]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究被引量：1: 5; 作者徐苗苗乐志东林支康沈永刚; 机构中广核研究院有限公司反应堆工程设计与安全研究中心; 出处《核安全》 2022年第2期62-67,共6页; 文摘为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析。分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向。; 关键词 SGTR 事故缓解放射性后果; Keywords SGTR Fault mitigation Radiological consequence; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂事故保护表设计方法研究: 6; 作者徐苗苗林支康纪文英沈永刚欧阳勇; 机构中广核研究院有限公司反应堆理论与安全研究所; 出处《核安全》 2023年第1期23-29,共7页; 文摘事故保护表(Fault&Protection Schedule)是英国核安全审评中的设计金线,其目的在于呈现所有设计基准工况要求的安全功能,完整地展现核电厂设计。基于国际法律法规调研以及华龙一号GDA审查经验,本文对事故保护表的设计方法及其应用进行研究,事故保护表从事故保护需求出发,通过安全功能分解,明确功能要求,并关联到具体实现保护功能的系统、仪控、电气等实体,呈现了事故保护功能的设计链条,同时能够呈现事故保护功能设计的完整性,为核电厂执照申请及审评提供了一种工具参考。; 关键词通用设计审查事故分析安全功能核电厂设计多样化; Keywords GDA fault analysis safety functions NPP design diversity; 分类号 TL48 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	小型堆破口失水事故初步研究	杨江林支康卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	4	在线阅读下载PDF 职称材料
2	大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用	曹志伟林支康王婷梁任鲍杰卢向晖	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	3	在线阅读下载PDF 职称材料
3	华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究	崔旭阳卢向晖杨江沈永刚林支康罗汉炎	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验与理论预测分析比较	梁任李润骋魏来陈华发林支康沈永刚	《核安全》	2022	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究	徐苗苗乐志东林支康沈永刚	《核安全》	2022	1	在线阅读下载PDF 职称材料
6	核电厂事故保护表设计方法研究	徐苗苗林支康纪文英沈永刚欧阳勇	《核安全》	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料