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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证被引量：1: 1; 作者辜峙钘余红星 +3 位作者黄代顺严明宇申亚欧张牧昊《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1406-1415,共10页; 铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 展开更多; 关键词铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证; 在线阅读下载PDF 职称材料

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析被引量：1: 2; 作者蒋立国彭敏俊 +1 位作者郭赟刘建阁《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1080-1087,共8页; 通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通... 展开更多; 关键词一体化反应堆直流蒸汽发生器传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4; 在线阅读下载PDF 职称材料

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响被引量：4: 3; 作者蒋立国彭敏俊 +1 位作者刘建阁郭赟《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期44-49,共6页; 以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处... 展开更多; 关键词一体化反应堆传热管破裂事故破裂位置 RELAP5/MOD3.4; 在线阅读下载PDF 职称材料

秦山核电厂SGTR事故及其处置研究被引量：10: 4; 作者李吉根俞尔俊戴传曾《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期193-199,共7页; 用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。; 关键词秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故严重事故序列分析事故处置; 在线阅读下载PDF 职称材料

铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究被引量：4: 5; 作者于启帆赵亚峰 +4 位作者王成龙张大林田文喜秋穗正苏光辉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第10期2015-2023,共9页; 本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和... 展开更多; 关键词铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂事故两相流模型计算流体力学; 在线阅读下载PDF 职称材料

cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究: 6; 作者杜强文青龙 +1 位作者王皓阮神辉《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期151-158,共8页; 本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst... 展开更多; 关键词 DOEL-2核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证被引量：1: 1; 作者辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊; 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成都理工大学核技术与自动化工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1406-1415,共10页; 基金国家自然科学基金(12005025) 国家重点研发计划(2019YFB1901300) 四川省自然科学基金(2022NSFSC0253)。; 文摘铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。; 关键词铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证; Keywords LBE-cooled reactor steam generator tube rupture accident LBE-water interaction code development code verification; 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

题名直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析被引量：1: 2; 作者蒋立国彭敏俊郭赟刘建阁; 机构哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1080-1087,共8页; 基金黑龙江省普通高校青年学术骨干支持计划资助项目(1151G072); 文摘通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。; 关键词一体化反应堆直流蒸汽发生器传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4; Keywords integral type reactor once-through steam generator steam generator tube rupture accident RELAP5/MOD3.4; 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

题名传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响被引量：4: 3; 作者蒋立国彭敏俊刘建阁郭赟; 机构哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期44-49,共6页; 基金黑龙江省普通高校青年学术骨干支持计划项目(1151G072); 文摘以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。; 关键词一体化反应堆传热管破裂事故破裂位置 RELAP5/MOD3.4; Keywords integral type reactor steam generator tube rupture（SGTR） rupture location RELAP5/MOD3.4; 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

题名秦山核电厂SGTR事故及其处置研究被引量：10: 4; 作者李吉根俞尔俊戴传曾; 机构中国原子能科学研究院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期193-199,共7页; 文摘用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。; 关键词秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故严重事故序列分析事故处置; Keywords SGTR severe accident sequence analysis accident management; 分类号 TM623.4 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究被引量：4: 5; 作者于启帆赵亚峰王成龙张大林田文喜秋穗正苏光辉; 机构西安交通大学能源与动力工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第10期2015-2023,共9页; 基金国家重点研发计划(2019YFB1901300) 国家自然科学基金(11875217) 中国核工业集团有限公司领创科研项目。; 文摘本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。; 关键词铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂事故两相流模型计算流体力学; Keywords lead-cooled fast reactor steam generator tube rupture accident two-phase flow model computational fluid dynamics; 分类号 TL425 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究: 6; 作者杜强文青龙王皓阮神辉; 机构重庆大学能源与动力工程学院核能工程系重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室中国核动力研究设计院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期151-158,共8页; 基金国家科技重大专项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站资助(NO.2019ZX06005001)。; 文摘本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。; 关键词 DOEL-2核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5; Keywords DOEL-2 nuclear power plant Steam generator tube rupture accident CosSyst RELAP5; 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	铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证	辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析	蒋立国彭敏俊郭赟刘建阁	《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	传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响	蒋立国彭敏俊刘建阁郭赟	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2012	4	在线阅读下载PDF 职称材料
4	秦山核电厂SGTR事故及其处置研究	李吉根俞尔俊戴传曾	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	1996	10	在线阅读下载PDF 职称材料
5	铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究	于启帆赵亚峰王成龙张大林田文喜秋穗正苏光辉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2022	4	在线阅读下载PDF 职称材料
6	cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究	杜强文青龙王皓阮神辉	《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