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西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析被引量：4: 1; 作者田晓艳陈森 +5 位作者杨宁朱磊李华琪马腾跃胡攀康小亚《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2089-2097,共9页; 为研究西安脉冲堆(XAPR)在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序... 展开更多; 关键词西安脉冲堆反应性引入事故热工水力反馈机制; 在线阅读下载PDF 职称材料

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析被引量：1: 2; 作者李冬许志红 +1 位作者刘晓晶杨燕华《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2033-2040,共8页; 本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行... 展开更多; 关键词混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故系统响应参数分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证被引量：8: 3; 作者邓超群向烽瑞 +5 位作者贺亚男牛钰航巫英伟田文喜秋穗正苏光辉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1429-1439,共11页; 作为反应堆系统的核心部件,燃料元件的性能对于反应堆的安全运行至关重要,准确预测燃料元件在瞬态事故下的行为变化对于反应堆安全分析具有重要意义。本文针对基于有限元平台MOOSE开发的棒状燃料元件性能分析程序BEEs进行功能扩展,添加... 展开更多; 关键词燃料性能冷却剂丧失事故反应性引入事故 MOOSE平台 BEEs程序; 在线阅读下载PDF 职称材料

RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究: 4; 作者郝思佳丁锡嘉 +2 位作者胡真许倩韩智杰《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期365-371,共7页; 目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采... 展开更多; 关键词反应性引入事故芯块包壳机械相互作用压缩膨胀试验高速摄像技术; 在线阅读下载PDF 职称材料

钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析被引量：2: 5; 作者韦宏洋丛腾龙 +3 位作者田文喜杨江秋穗正苏光辉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2020-2025,共6页; 钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST... 展开更多; 关键词钠冷行波堆 TP-1 失流事故反应性引入事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析被引量：1: 6; 作者李登伟肖瑶顾汉洋《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1439-1444,共6页; 超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反... 展开更多; 关键词超临界二氧化碳反应堆模块化微型堆失流事故反应性引入事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析被引量：4: 1; 作者田晓艳陈森杨宁朱磊李华琪马腾跃胡攀康小亚; 机构西北核技术研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2089-2097,共9页; 文摘为研究西安脉冲堆(XAPR)在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算,结果表明:当XAPR在额定功率范围内运行时,发生反应性引入事故后,堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态;当运行功率过高尤其是超过临界值时,反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡,无法再次达到稳态。此外,不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势,但并不影响其最终稳态值。; 关键词西安脉冲堆反应性引入事故热工水力反馈机制; Keywords Xi’an Pulsed Reactor reactivity insertion accident thermal-hydraulics feedback mechanism; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析被引量：1: 2; 作者李冬许志红刘晓晶杨燕华; 机构上海交通大学核科学与工程学院上海核工程研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2033-2040,共8页; 基金上海市自然科学基金资助项目(11ZR1416900); 文摘本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。; 关键词混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故系统响应参数分析; Keywords SCWR-M reactivity initiated accident system response parameter analysis; 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

题名基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证被引量：8: 3; 作者邓超群向烽瑞贺亚男牛钰航巫英伟田文喜秋穗正苏光辉; 机构西安交通大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1429-1439,共11页; 文摘作为反应堆系统的核心部件,燃料元件的性能对于反应堆的安全运行至关重要,准确预测燃料元件在瞬态事故下的行为变化对于反应堆安全分析具有重要意义。本文针对基于有限元平台MOOSE开发的棒状燃料元件性能分析程序BEEs进行功能扩展,添加了适用于反应性引入事故(RIA)和冷却剂丧失事故(LOCA)的行为模型并进行了对比验证。采用CABRI-RIA Na-2和NRU-LOCA MT4实验分别对两种工况下的程序整体分析功能进行验证。结果显示,BEEs程序在瞬态实验的整体分析中能合理预测燃料温度变化、力学变形和内压演变,表明BEEs程序中添加的包壳弹塑性、高温蠕变、高温相变、高温氧化和包壳失效模型适用于瞬态事故计算,程序具备了瞬态事故工况下的燃料性能分析能力。; 关键词燃料性能冷却剂丧失事故反应性引入事故 MOOSE平台 BEEs程序; Keywords fuel performance loss of coolant accident reactivity insertion accident MOOSE platform BEEs code; 分类号 TL341 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究: 4; 作者郝思佳丁锡嘉胡真许倩韩智杰; 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 2024年第2期365-371,共7页; 基金中核集团“青年英才”项目。; 文摘目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采用高速摄像技术辅助,获取了双轴加载燃料元件包壳失效过程中的载荷、应变、破口情况等数据。研究结果表明,试验得出的包壳管残余应变比位于-0.1~0.5之间,符合堆内残余应变比范围。研究结果可为将来开展堆内试验储备技术和积累经验,为安全准则的建立及补充提供可参考的基础数据。; 关键词反应性引入事故芯块包壳机械相互作用压缩膨胀试验高速摄像技术; Keywords RIA PCMI EDC test high speed camera technology; 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

题名钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析被引量：2: 5; 作者韦宏洋丛腾龙田文喜杨江秋穗正苏光辉; 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 2013年第11期2020-2025,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(91126009) 杰出青年基金资助项目(11125522); 文摘钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。; 关键词钠冷行波堆 TP-1 失流事故反应性引入事故; Keywords sodium cooled TWR TP-I loss of flow accident reactivity insertion accident; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析被引量：1: 6; 作者李登伟肖瑶顾汉洋; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1439-1444,共6页; 文摘超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。; 关键词超临界二氧化碳反应堆模块化微型堆失流事故反应性引入事故; Keywords supercritical CO 2-cooled reactor micro-modular reactor loss of flow accident reactivity insertion accident; 分类号 TL333 [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	西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析	田晓艳陈森杨宁朱磊李华琪马腾跃胡攀康小亚	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2020	4	在线阅读下载PDF 职称材料
2	混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析	李冬许志红刘晓晶杨燕华	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证	邓超群向烽瑞贺亚男牛钰航巫英伟田文喜秋穗正苏光辉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	8	在线阅读下载PDF 职称材料
4	RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究	郝思佳丁锡嘉胡真许倩韩智杰	《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
5	钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析	韦宏洋丛腾龙田文喜杨江秋穗正苏光辉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析	李登伟肖瑶顾汉洋	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	1	在线阅读下载PDF 职称材料