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中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析
被引量：
3
1
作者
盛美玲
金鸣
+3 位作者
柏云清
汪卫华
吴宜灿
FDS团队
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2014年第1期91-96,共6页
针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热...
针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。
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关键词
中国铅合金冷却研究堆
空气自然循环
事故余热排出系统
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职称材料
EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析
被引量：
1
2
作者
隋丹婷
陆道纲
郭超
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第5期881-890,共10页
本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流...
本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。
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关键词
EBR-Ⅱ
事故余热排出系统
SHRT-17
SHRT-45R
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职称材料
系统/电厂级地震易损性量化程序开发研究
被引量：
1
3
作者
付陟玮
张春明
+2 位作者
张东辉
陈妍
左嘉旭
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第B12期398-401,共4页
介绍了地震易损性的概念和模型,研究了系统/电厂级地震易损性量化的一般流程,重点研究开发了基于Monte Carlo模拟的系统/电厂级地震易损性量化程序。应用本文开发的系统/电厂级地震易损性量化程序,建立了中国实验快堆(CEFR)事故余热排...
介绍了地震易损性的概念和模型,研究了系统/电厂级地震易损性量化的一般流程,重点研究开发了基于Monte Carlo模拟的系统/电厂级地震易损性量化程序。应用本文开发的系统/电厂级地震易损性量化程序,建立了中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的易损性模型,最后得到系统的易损性参数:Am=1.205g、βu=0.42、βr=0.42、HCLPF=0.33g。结果表明:CEFR事故余热排出系统具有较高的抗震能力,Monte Carlo模拟是系统/电厂级地震易损性量化的有效方法。
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关键词
系统
电厂级地震易损性
量化程序
MONTE
CARLO模拟
CEFR
事故余热排出系统
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职称材料
题名
中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析
被引量：
3
1
作者
盛美玲
金鸣
柏云清
汪卫华
吴宜灿
FDS团队
机构
中国科学技术大学
中国科学院核能安全技术研究所
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2014年第1期91-96,共6页
基金
国家自然科学基金重大研究计划重点支持项目"加速器驱动次临界堆瞬态安全过程与影响机理研究"(91026004)
中国科学院战略性先导科技专项"ADS嬗变系统"项目(XDA03040000)
文摘
针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。
关键词
中国铅合金冷却研究堆
空气自然循环
事故余热排出系统
Keywords
China Lead Alloy Cooled Research Reactor, air natural circulation, emergency decay heat removal system
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析
被引量：
1
2
作者
隋丹婷
陆道纲
郭超
机构
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室
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
2018年第5期881-890,共10页
基金
中央高校基本科研业务费资助项目(2017MS042)
国家自然科学基金资助项目(11705057)
文摘
本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。
关键词
EBR-Ⅱ
事故余热排出系统
SHRT-17
SHRT-45R
Keywords
EBR-Ⅱ
direct reactor auxiliary cooling system
SHRT-17
SHRT-45R
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
系统/电厂级地震易损性量化程序开发研究
被引量：
1
3
作者
付陟玮
张春明
张东辉
陈妍
左嘉旭
机构
环境保护部核与辐射安全中心
中国原子能科学研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第B12期398-401,共4页
基金
国家重大科技专项资助项目(2011ZX06002-010
2013ZX06002001-004
2013ZX06002001-008)
文摘
介绍了地震易损性的概念和模型,研究了系统/电厂级地震易损性量化的一般流程,重点研究开发了基于Monte Carlo模拟的系统/电厂级地震易损性量化程序。应用本文开发的系统/电厂级地震易损性量化程序,建立了中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的易损性模型,最后得到系统的易损性参数:Am=1.205g、βu=0.42、βr=0.42、HCLPF=0.33g。结果表明:CEFR事故余热排出系统具有较高的抗震能力,Monte Carlo模拟是系统/电厂级地震易损性量化的有效方法。
关键词
系统
电厂级地震易损性
量化程序
MONTE
CARLO模拟
CEFR
事故余热排出系统
Keywords
system/plant level seismic fragility
quantization process
Monte Carlo simulation
CEFR accident residual heat removal system
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
中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析
盛美玲
金鸣
柏云清
汪卫华
吴宜灿
FDS团队
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2014
3
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析
隋丹婷
陆道纲
郭超
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
系统/电厂级地震易损性量化程序开发研究
付陟玮
张春明
张东辉
陈妍
左嘉旭
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013
1
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职称材料
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