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压水堆硼稀释事故的计算被引量：1: 1; 作者杨顺海《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第6期86-88,共3页; 一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果... 展开更多; 关键词压水型堆反应堆事故硼稀释事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究: 2; 作者喻真烷苏光辉 +1 位作者贾斗南钱永柏《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1993年第2期126-134,6,共9页; CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂... 展开更多; 关键词临界时间压水型堆冷却剂丧失; 在线阅读下载PDF 职称材料

秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析: 3; 作者唐伯琬刘正伦 +3 位作者叶世敏翁燕芬徐卫祖黄锦延《核科学与工程》 CAS 1987年第2期97-107,4,共12页; 本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与... 展开更多; 关键词堆芯燃耗可燃毒物中子泄漏反应堆部件功率分布秦山核电厂压水堆压水型堆轻水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

德国电站联盟设计制造的1000MW压水堆: 4; 作者陈心湛姜志平《广东电力》 1991年第3期47-51,共5页; 关键词核电站压水型堆设计; 在线阅读下载PDF 职称材料

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究被引量：4: 5; 作者张伟国高凤琴周洪毅《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期367-375,共9页; 用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道... 展开更多; 关键词压水型堆蒸汽发生器应力腐蚀开型; 在线阅读下载PDF 职称材料

我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议被引量：8: 6; 作者施仲齐杨玲《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期289-302,3,共14页; 用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议... 展开更多; 关键词核电站事故烟羽压水型堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

PWRCPS——PWR临界计算程序系统: 7; 作者杨顺海张棣芳《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期97-106,共10页; 在MARIA程序移植、开发的基础上,通过编制INTERFACE接口程序,将69群群常数库与多群能谱、组件参数和反应堆临界计算的程序模块联接起来,组成了PWRCPS程序系统,使程序操作简便,使用方便。多种方案的计算结果表明,程序模块的联接是正确的... 展开更多; 关键词燃料组件程序系统临界压水型堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

流动欠热水中空泡份额变化的实验研究被引量：1: 8; 作者阎昌琪《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第4期303-309,3,共7页; 对垂直向上流动过程的欠热水中汽泡的凝结及空泡份额沿流动方向的变化问题做了实验研究和理论分析。给出了欠热水中空泡份额沿流动方向变化的试验研究结果。通过对汽泡冷凝过程的传热机理分析,给出了垂直向上流动欠热水中计算空泡份额... 展开更多; 关键词欠热水冷凝压水型堆传热; 在线阅读下载PDF 职称材料

简讯: 9; 《原子能科学技术》 EI CAS 1960年第6期386-388,共3页; 联合国联合国秘书长哈马舍尔德在联合国大会上宣布:根据联合国科学协商委员会的决议,第三次国际和平利用原子能会议预计在1962年在日内瓦召开。; 关键词原子核能西德重水反应堆印度德国氘化合物核设施南亚美元本位币原子能发电站核电站压水型堆轻水堆压水堆美利坚合众国北美洲美国; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆硼稀释事故的计算被引量：1: 1; 作者杨顺海; 机构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 1992年第6期86-88,共3页; 文摘一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算。; 关键词压水型堆反应堆事故硼稀释事故; Keywords Boron dilution accident, Pressurized reactor, Critical time interval.; 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

题名模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究: 2; 作者喻真烷苏光辉贾斗南钱永柏; 机构西安交通大学; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1993年第2期126-134,6,共9页; 文摘 CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7～2.2 MPa,△T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800 kg/m^2·s,q=0.; 关键词临界时间压水型堆冷却剂丧失; Keywords Transient CHF Time to crisis CHF Blowdown; 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

题名秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析: 3; 作者唐伯琬刘正伦叶世敏翁燕芬徐卫祖黄锦延; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核科学与工程》 CAS 1987年第2期97-107,4,共12页; 文摘本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与国外相近规模核电站PWR的设计功率分布作了比较。; 关键词堆芯燃耗可燃毒物中子泄漏反应堆部件功率分布秦山核电厂压水堆压水型堆轻水堆; 分类号 TL3 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名德国电站联盟设计制造的1000MW压水堆: 4; 作者陈心湛姜志平; 出处《广东电力》 1991年第3期47-51,共5页; 关键词核电站压水型堆设计; 分类号 TL421.1 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究被引量：4: 5; 作者张伟国高凤琴周洪毅; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期367-375,共9页; 文摘用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。; 关键词压水型堆蒸汽发生器应力腐蚀开型; Keywords SSRT CLT PWR Primary pipe SG tube SCC; 分类号 TM623.8 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议被引量：8: 6; 作者施仲齐杨玲; 机构清华大学核能技术设计研究院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期289-302,3,共14页; 文摘用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议我国核电厂(压水堆类型)烟羽应急计划区可按堆功率的大小和厂址条件选择等于或小于10公里,计划撤离的半径等于或小于5公里。; 关键词核电站事故烟羽压水型堆; 分类号 TM623.1 [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PWRCPS——PWR临界计算程序系统: 7; 作者杨顺海张棣芳; 机构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 1993年第2期97-106,共10页; 文摘在MARIA程序移植、开发的基础上,通过编制INTERFACE接口程序,将69群群常数库与多群能谱、组件参数和反应堆临界计算的程序模块联接起来,组成了PWRCPS程序系统,使程序操作简便,使用方便。多种方案的计算结果表明,程序模块的联接是正确的。按Sn(n=6)中子输运理论和两维(x,y)两群扩散模型,完成10个由不同的PWR组件装载的反应堆临界计算,所需总的机时小于1500s(CPU),计算速度很快。; 关键词燃料组件程序系统临界压水型堆; Keywords PWR fuel assembly and criticality calculations Code blocks integrated; 分类号 TL329 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名流动欠热水中空泡份额变化的实验研究被引量：1: 8; 作者阎昌琪; 机构哈尔滨船舶工程学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第4期303-309,3,共7页; 文摘对垂直向上流动过程的欠热水中汽泡的凝结及空泡份额沿流动方向的变化问题做了实验研究和理论分析。给出了欠热水中空泡份额沿流动方向变化的试验研究结果。通过对汽泡冷凝过程的传热机理分析,给出了垂直向上流动欠热水中计算空泡份额的公式,此公式与试验结果吻合较好。; 关键词欠热水冷凝压水型堆传热; Keywords Void fraction Subcooled water Condensation; 分类号 TL331 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名简讯: 9; 出处《原子能科学技术》 EI CAS 1960年第6期386-388,共3页; 文摘联合国联合国秘书长哈马舍尔德在联合国大会上宣布:根据联合国科学协商委员会的决议,第三次国际和平利用原子能会议预计在1962年在日内瓦召开。; 关键词原子核能西德重水反应堆印度德国氘化合物核设施南亚美元本位币原子能发电站核电站压水型堆轻水堆压水堆美利坚合众国北美洲美国; 分类号 F4 [经济管理—产业经济]; 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	压水堆硼稀释事故的计算	杨顺海	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	1992	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究	喻真烷苏光辉贾斗南钱永柏	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	1993	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析	唐伯琬刘正伦叶世敏翁燕芬徐卫祖黄锦延	《核科学与工程》 CAS	1987	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	德国电站联盟设计制造的1000MW压水堆	陈心湛姜志平	《广东电力》	1991	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究	张伟国高凤琴周洪毅	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	1993	4	在线阅读下载PDF 职称材料
6	我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议	施仲齐杨玲	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	1992	8	在线阅读下载PDF 职称材料
7	PWRCPS——PWR临界计算程序系统	杨顺海张棣芳	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	1993	0	在线阅读下载PDF 职称材料
8	流动欠热水中空泡份额变化的实验研究	阎昌琪	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	1992	1	在线阅读下载PDF 职称材料
9	简讯		《原子能科学技术》 EI CAS	1960	0	在线阅读下载PDF 职称材料