检索结果-维普期刊中文期刊服务平台

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析: 1; 作者邵舸佟立丽曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1786-1791,共6页; 采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔... 展开更多; 关键词堆腔注水 scdap/relap5程序熔融池冷却分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析被引量：1: 2; 作者袁显宝谭伟 +5 位作者黄家胜张永红张彬航李双周建军杜晓超《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期645-651,共7页; 核电站发生高压熔堆严重事故后,采取堆内泄压再注水的策略能够有效缓解堆芯融化进程,降低压力容器失效风险。利用机理性分析程序SCDAP/RELAP5对百万千瓦级压水堆严重事故后泄压注水对堆芯的影响进行研究,通过分析堆芯在泄压未注水、150... 展开更多; 关键词再注水 scdap/relap5 严重事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析被引量：19: 3; 作者张琨曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期530-534,共5页; 压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂... 展开更多; 关键词 900 MW压水堆核电厂高压熔堆事故 scdap/relap5程序; 在线阅读下载PDF 职称材料

套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析被引量：6: 4; 作者刘建阁彭敏俊 +2 位作者张志俭徐文奇成守宇《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期175-182,共8页; 新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套... 展开更多; 关键词套管式直流蒸汽发生器动态特性负荷跟随 PID控制器 scdap/relap5/MOD3.4程序; 在线阅读下载PDF 职称材料

熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析被引量：2: 5; 作者朱大欢邓坚 +1 位作者陈彬张丹《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期54-60,共7页; 基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外... 展开更多; 关键词 scdap/relap5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留; 在线阅读下载PDF 职称材料

小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究被引量：2: 6; 作者陈玉清赵新文杨磊《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期335-340,共6页; 根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将... 展开更多; 关键词小型压水堆严重事故始发事件 scdap/relap5 断电事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析被引量：1: 7; 作者胡文超彭常宏 +1 位作者郭赟曾和义《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期613-618,共6页; 使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况... 展开更多; 关键词一体化小型堆严重事故分析 relap5/scdap; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析: 1; 作者邵舸佟立丽曹学武; 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 2015年第10期1786-1791,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。; 关键词堆腔注水 scdap/relap5程序熔融池冷却分析; Keywords cavity flooding scdap/relap5 code analysis of molten pool cooling; 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

题名基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析被引量：1: 2; 作者袁显宝谭伟黄家胜张永红张彬航李双周建军杜晓超; 机构三峡大学机械与动力学院三峡大学理学院湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室(三峡大学); 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期645-651,共7页; 基金 RHIC和LHC能区核核碰撞中奇异粒子产生特性的研究,11247021 基于广义微扰理论的蒙特卡罗输运—燃耗耦合计算方法研究11805112 +2 种基金。; 文摘核电站发生高压熔堆严重事故后,采取堆内泄压再注水的策略能够有效缓解堆芯融化进程,降低压力容器失效风险。利用机理性分析程序SCDAP/RELAP5对百万千瓦级压水堆严重事故后泄压注水对堆芯的影响进行研究,通过分析堆芯在泄压未注水、1500 K和2800 K时注水过程中燃料棒、碎片床和熔融池的行为特性,结果表明:泄压虽然能够降低压力容器压力,但是会过早的形成熔融池,致使熔融物较未泄压先落入下腔室,从而加热下封头。泄压后注水会使脆化的堆芯材料碎裂,较未注水情况形成更高的碎片床。在泄压的基础上,堆芯在1500 K时注水比2800 K时注水产生的可溶性裂变产物少,同时在1500 K时注水对压力容器失效的延缓作用最明显。; 关键词再注水 scdap/relap5 严重事故; Keywords Water Reflooding scdap/relap5 Severe Accident; 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

题名压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析被引量：19: 3; 作者张琨曹学武; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期530-534,共5页; 文摘压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。; 关键词 900 MW压水堆核电厂高压熔堆事故 scdap/relap5程序; Keywords 900 MW PWR nuclear power plant high-pressure core melt accident scdap/relap5 code; 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

题名套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析被引量：6: 4; 作者刘建阁彭敏俊张志俭徐文奇成守宇; 机构哈尔滨工程大学核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期175-182,共8页; 文摘新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。; 关键词套管式直流蒸汽发生器动态特性负荷跟随 PID控制器 scdap/relap5/MOD3.4程序; Keywords casing once-through steam generator dynamic characteristic load follow- ing PID controller scdap/relapS/MOD3.4 code; 分类号 TL353 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析被引量：2: 5; 作者朱大欢邓坚陈彬张丹; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期54-60,共7页; 文摘基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。; 关键词 scdap/relap5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留; Keywords scdap/relap5code small module reactor severe accident core melt in-vessel retention; 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

题名小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究被引量：2: 6; 作者陈玉清赵新文杨磊; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统技术重点实验室海军工程大学核能科学与工程系; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期335-340,共6页; 基金国家自然科学基金(11502298); 文摘根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。; 关键词小型压水堆严重事故始发事件 scdap/relap5 断电事故; Keywords minitype PWR severe accident initial event scdap/relap5 blackout accident; 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IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析被引量：1: 7; 作者胡文超彭常宏郭赟曾和义; 机构中国科学技术大学核科学技术学院哈尔滨工程大学核科学技术学院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期613-618,共6页; 文摘使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况,压力容器会完全干涸,堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动,堆芯温度缓慢升高,低熔点的控制棒金属首先熔化落入下腔室并加热下封头,使得下封头底部区域发生蠕变断裂失效。在不卸压的情况下一个上充泵的安注流量就能够缓解事故。; 关键词一体化小型堆严重事故分析 relap5/scdap; Keywords Integral small modular reactors Severe accident analysis relap5/scdap; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析	邵舸佟立丽曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析	袁显宝谭伟黄家胜张永红张彬航李双周建军杜晓超	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2020	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析	张琨曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2008	19	在线阅读下载PDF 职称材料
4	套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析	刘建阁彭敏俊张志俭徐文奇成守宇	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	6	在线阅读下载PDF 职称材料
5	熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析	朱大欢邓坚陈彬张丹	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究	陈玉清赵新文杨磊	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料
7	IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析	胡文超彭常宏郭赟曾和义	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料