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次临界能源包层严重事故缓解系统被引量：2: 1; 作者刘永康王飞 +1 位作者黄洪文卢冬华《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期234-238,共5页; 针对中国工程物理研究院混合堆次临界能源包层,提出了一种新型的严重事故缓解系统——工程通道注水系统,采用通道注水的方法直接导出燃料区衰变热,同时与非能动安全壳冷却系统结合,实现燃料区非能动长期冷却的建立,阻止燃料区熔化进程发... 展开更多; 关键词混合堆次临界能源包层严重事故缓解工程通道注水系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施被引量：1: 2; 作者史国宝严锦泉郑明光《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期511-518,共8页; 恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了... 展开更多; 关键词严重事故预防措施严重事故缓解措施恰希玛核电厂2号机组; 在线阅读下载PDF 职称材料

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 3; 作者李亚冰佟立丽曹学武《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 展开更多; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析被引量：5: 4; 作者陈耀东《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期242-247,共6页; 应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自... 展开更多; 关键词 AP1000 非能动堆芯冷却非能动安全壳冷却严重事故缓解氢气燃爆; 在线阅读下载PDF 职称材料

百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价被引量：3: 5; 作者胡啸黄挺 +1 位作者裴杰陈炼《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2069-2075,共7页; 根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严... 展开更多; 关键词 MELCOR 严重事故再注水严重事故缓解; 在线阅读下载PDF 职称材料

熔融锆铁金属层顶部注水试验设计及结果: 6; 作者房芳芳韩昆 +1 位作者李宗洋王增辉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1327-1334,共8页; 通过向压力容器内注水的措施带走部分衰变热被认为是更高功率堆设计中缓解金属层“热聚焦”效应的潜在措施之一。但往金属层顶部注水可能存在复杂的物理现象,有必要开展试验研究,以验证该措施的可行性和有效性。本文以锆铁原型金属材料... 展开更多; 关键词堆内注水金属层顶部注水堆内滞留严重事故缓解; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究: 7; 作者朱伟李亚冰 +1 位作者佟立丽曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1399-1404,共6页; 先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸... 展开更多; 关键词一回路卸压氢气风险严重事故缓解自动卸压系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名次临界能源包层严重事故缓解系统被引量：2: 1; 作者刘永康王飞黄洪文卢冬华; 机构中国广核集团中科华核电技术研究院有限公司中国工程物理研究院核物理与化学研究所; 出处《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期234-238,共5页; 基金国家磁约束聚变能研究专项(2012GB106006); 文摘针对中国工程物理研究院混合堆次临界能源包层,提出了一种新型的严重事故缓解系统——工程通道注水系统,采用通道注水的方法直接导出燃料区衰变热,同时与非能动安全壳冷却系统结合,实现燃料区非能动长期冷却的建立,阻止燃料区熔化进程发展,保证次临界能源包层的完整性。在保守假设条件下,当燃料区温度达到1220℃时,工程通道注水系统投入运行即可完成严重事故缓解功能。; 关键词混合堆次临界能源包层严重事故缓解工程通道注水系统; Keywords hybrid reactor subcritical energy cladding severe accident mitigation engineering-channel water flooding system; 分类号 TL46 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施被引量：1: 2; 作者史国宝严锦泉郑明光; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期511-518,共8页; 文摘恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。; 关键词严重事故预防措施严重事故缓解措施恰希玛核电厂2号机组; Keywords severe accident prevention measure severe accident mitigation measure CHASNUPP 2; 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

题名先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 3; 作者李亚冰佟立丽曹学武; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; Keywords Fire Spray System Severe Accident Mitigation Severe Accident Management Guideline Advanced PWR; 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小破口叠加重力注射失效严重事故分析被引量：5: 4; 作者陈耀东; 机构中国核电工程有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期242-247,共6页; 文摘应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自动卸压系统(ADS1～4)的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。; 关键词 AP1000 非能动堆芯冷却非能动安全壳冷却严重事故缓解氢气燃爆; Keywords AP1000 passive core cooling passive containment cooling severe accidentmitigation HE deflagration; 分类号 TL327 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价被引量：3: 5; 作者胡啸黄挺裴杰陈炼; 机构国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2069-2075,共7页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-008); 文摘根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10kg/s)、中流量(50kg/s)和大流量(200kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明:在堆芯损伤初期,可认为10kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。; 关键词 MELCOR 严重事故再注水严重事故缓解; Keywords MELCOR severe accident water reflooding severe accident mitigation; 分类号 TL328 [核科学技术—核技术及应用] TB303 [一般工业技术—材料科学与工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名熔融锆铁金属层顶部注水试验设计及结果: 6; 作者房芳芳韩昆李宗洋王增辉; 机构中国核电工程有限公司国家电投集团科学技术研究院有限公司清华大学核能与新能源技术研究院核工业工程研究设计有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1327-1334,共8页; 基金国家科技重大专项(2018ZX06002-004)。; 文摘通过向压力容器内注水的措施带走部分衰变热被认为是更高功率堆设计中缓解金属层“热聚焦”效应的潜在措施之一。但往金属层顶部注水可能存在复杂的物理现象,有必要开展试验研究,以验证该措施的可行性和有效性。本文以锆铁原型金属材料为工质,对金属层注水试验装置进行设计,并开展典型试验研究,对试验后的结果进行分析。研究结果表明:在本试验条件范围内,向金属层顶部注水未导致蒸汽爆炸、大量熔融物飞溅及氢气爆炸等现象,注水后金属层表面移出的热流密度高于实际电站下封头形成稳定熔池后向上的辐射换热热流密度。本文结果证明了通过向熔池顶部注水,有助于缓解金属层的“热聚焦”效应,可为严重事故下管理策略的制定提供有益指导。; 关键词堆内注水金属层顶部注水堆内滞留严重事故缓解; Keywords in-vessel water injection water injection on metallic pool in-vessel retention severe acci-dent mitigation; 分类号 TL375 [核科学技术—核技术及应用] TF133 [冶金工程—冶金物理化学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究: 7; 作者朱伟李亚冰佟立丽曹学武; 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8期1399-1404,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸压的策略进行研究,为严重事故管理提供技术支持。选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列,利用一体化事故分析程序,评估手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS、手动开启第4级ADS 3种方案的卸压效果,并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响。研究结果表明,3种卸压方案均能有效降低一回路压力。但在氢气点火器不可用时,开启第1～3级ADS以及开启第1～4级ADS卸压会引起内置换料水箱隔间氢气浓度迅速增加,可能导致局部氢气燃爆。因此,基于氢气风险考虑,建议在实施严重事故管理导则一回路卸压策略时优先考虑采用第4级ADS进行一回路卸压。; 关键词一回路卸压氢气风险严重事故缓解自动卸压系统; Keywords RCS depressurization hydrogen risk severe accident mitigation automaticdepressurization system; 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	次临界能源包层严重事故缓解系统	刘永康王飞黄洪文卢冬华	《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	2	在线阅读下载PDF 职称材料
2	恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施	史国宝严锦泉郑明光	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2015	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究	李亚冰佟立丽曹学武	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析	陈耀东	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	5	在线阅读下载PDF 职称材料
5	百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价	胡啸黄挺裴杰陈炼	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	3	在线阅读下载PDF 职称材料
6	熔融锆铁金属层顶部注水试验设计及结果	房芳芳韩昆李宗洋王增辉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
7	基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究	朱伟李亚冰佟立丽曹学武	《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