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AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析: 1; 作者魏承君于倩 +3 位作者杨安霞隋丹婷孟琳黄俊文《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期905-915,共11页; 常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处... 展开更多; 关键词防水淹设计主给水管道破裂泄放水量 AP/CAP第一跨厂房; 在线阅读下载PDF 职称材料

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究被引量：1: 2; 作者王明军张亚培 +2 位作者田文喜苏光辉秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第7期821-826,共6页; 在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参... 展开更多; 关键词 RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂破口面积二次侧非能动应急热阱; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析被引量：2: 3; 作者王明军张亚培 +2 位作者田文喜苏光辉秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期321-327,共7页; 在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧... 展开更多; 关键词 RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂空冷二次侧非能动应急热阱; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证: 4; 作者张往锁曹夏昕 +1 位作者曹建华李常伟《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期1434-1439,共6页; 以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生... 展开更多; 关键词 CPR1000 非能动排热系统 RELAP5 MOD3 2 主给水管道破裂; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析: 1; 作者魏承君于倩杨安霞隋丹婷孟琳黄俊文; 机构国核电力规划设计研究院有限公司华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期905-915,共11页; 基金国家科技重大专项课题(2018ZX06001001)。; 文摘常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处最大泄放水量及最大瞬时泄放量与破口尺寸以及主给水泵(MFWP)停泵时间相关,需要对主给水管道破裂事故进行保守工况的确定,为纵深防御设备的布置提供指导策略。本文根据四种不同的主给水泵停泵逻辑选取了四种典型的破口尺寸,基于完整的二回路热力系统模型,针对四种破口尺寸进行建模分析并得到了不同事故序列以及四种工况下的动态泄放曲线。按照核岛要求的边界条件及足够保守的假设下,当主给水管道破裂后,破口尺寸Ⅱ事故工况下总泄放水量最大,破口尺寸Ⅳ事故工况下破口的瞬时泄放量最大。; 关键词防水淹设计主给水管道破裂泄放水量 AP/CAP第一跨厂房; Keywords Anti-flooding design Main feed water pipeline break Leakage AP/CAP first pan; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究被引量：1: 2; 作者王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安交通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 2012年第7期821-826,共6页; 文摘在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。; 关键词 RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂破口面积二次侧非能动应急热阱; Keywords RELAP5/MOD3.4； CPR1000； FLB； broken area； WEPHS; 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CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析被引量：2: 3; 作者王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正; 机构西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安交通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 2012年第3期321-327,共7页; 文摘在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。; 关键词 RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂空冷二次侧非能动应急热阱; Keywords RELAP5/MOD3.4 CPR1000 FLB air-cooled secondary EPHS; 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

题名基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证: 4; 作者张往锁曹夏昕曹建华李常伟; 机构哈尔滨工程大学核科学与技术学院国核自仪系统工程有限公司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 2012年第12期1434-1439,共6页; 基金核能开发项目资助(科工二司[2008]700号); 文摘以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。; 关键词 CPR1000 非能动排热系统 RELAP5 MOD3 2 主给水管道破裂; Keywords CPR1000 passive heat removal system RELAP5/MOD3.2 MFLB; 分类号 TL334 [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	AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析	魏承君于倩杨安霞隋丹婷孟琳黄俊文	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2022	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究	王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析	王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证	张往锁曹夏昕曹建华李常伟	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	0	在线阅读下载PDF 职称材料