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RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果被引量：5: 1; 作者彭云康李夔宁 +1 位作者童明伟郑华《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期85-88,共4页; 先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ... 展开更多; 关键词 RELAP5 非能动堆芯应急冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

非能动堆芯应急冷却系统试验分析被引量：1: 2; 作者彭云康李夔宁 +2 位作者童明伟郑华肖泽军《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期46-51,共6页; 在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统... 展开更多; 关键词非能动堆芯应急冷却系统自动卸压系统实验; 在线阅读下载PDF 职称材料

核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析被引量：5: 3; 作者薛伟葛宋马晓晨《舰船科学技术》北大核心 2013年第10期155-157,共3页; 堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却... 展开更多; 关键词核动力舰船核反应堆应急堆芯冷却系统供电系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

T型管热混合温度波动特性研究被引量：1: 4; 作者任五岳田文喜 +4 位作者边嘉伟于国军汪刘苏光辉秋穗正《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1371-1378,共8页; 在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了... 展开更多; 关键词 T型管堆芯应急冷却系统 LOCA 热混合温度波动; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000安全壳地坑滤网上游分析被引量：3: 5; 作者王庆礼李海伦 +1 位作者韩志航唐辉《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期203-210,共8页; 安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分... 展开更多; 关键词 CRP1000 地坑滤网应急堆芯冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000核岛ECCS设计优化: 6; 作者朱峰魏淑虹 +1 位作者王庆礼唐辉《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期174-181,共8页; 在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现... 展开更多; 关键词 CPR1000 H4管线应急堆芯冷却系统 ECCS; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果被引量：5: 1; 作者彭云康李夔宁童明伟郑华; 机构重庆大学动力工程学院中国核动力研究设计院; 出处《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期85-88,共4页; 文摘先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ,初步评价了RELAP5 /MOD3.; 关键词 RELAP5 非能动堆芯应急冷却系统; Keywords RELAP5 passive emergency core cooling system simulation comparison; 分类号 TK124 [动力工程及工程热物理—工程热物理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名非能动堆芯应急冷却系统试验分析被引量：1: 2; 作者彭云康李夔宁童明伟郑华肖泽军; 机构重庆大学动力工程学院中国核动力研究设计院; 出处《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期46-51,共6页; 文摘在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。; 关键词非能动堆芯应急冷却系统自动卸压系统实验; Keywords passive emergency core cooling system automatic depressurize system experiment; 分类号 TK124 [动力工程及工程热物理—工程热物理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析被引量：5: 3; 作者薛伟葛宋马晓晨; 机构中国船舶重工集团公司第七〇三研究所中国船舶重工集团公司第七一四研究所; 出处《舰船科学技术》北大核心 2013年第10期155-157,共3页; 文摘堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却供电系统的特点,并结合美国核动力航母应急原动机和蓄电池的配备情况,初步探讨了其堆芯应急冷却供电系统的布置,最后总结得出核动力舰船堆芯应急冷却供电系统的设计原则。; 关键词核动力舰船核反应堆应急堆芯冷却系统供电系统; Keywords nuclear ship nuclear reactor emergency core cooling system electric supply system; 分类号 U674.761 [交通运输工程—船舶及航道工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名T型管热混合温度波动特性研究被引量：1: 4; 作者任五岳田文喜边嘉伟于国军汪刘苏光辉秋穗正; 机构西安交通大学核科学与技术学院西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1371-1378,共8页; 基金大型先进压水堆核电站重大专项资助项目(2011ZX06004-024); 文摘在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。; 关键词 T型管堆芯应急冷却系统 LOCA 热混合温度波动; Keywords T-junction emergency core cooling system LOCA thermal mixing temperature fluctuation; 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CPR1000安全壳地坑滤网上游分析被引量：3: 5; 作者王庆礼李海伦韩志航唐辉; 机构中广核工程有限公司设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期203-210,共8页; 文摘安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。; 关键词 CRP1000 地坑滤网应急堆芯冷却系统; Keywords sump strainer ECCS blockage refined methodology upstream analysis; 分类号 TL364.3 [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核岛ECCS设计优化: 6; 作者朱峰魏淑虹王庆礼唐辉; 机构中广核工程有限公司设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期174-181,共8页; 文摘在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。; 关键词 CPR1000 H4管线应急堆芯冷却系统 ECCS; Keywords CPR1000 H4 piping emergency core cooling system ECCS; 分类号 TM623 [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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果	彭云康李夔宁童明伟郑华	《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心	2003	5	在线阅读下载PDF 职称材料
2	非能动堆芯应急冷却系统试验分析	彭云康李夔宁童明伟郑华肖泽军	《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心	2003	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析	薛伟葛宋马晓晨	《舰船科学技术》北大核心	2013	5	在线阅读下载PDF 职称材料
4	T型管热混合温度波动特性研究	任五岳田文喜边嘉伟于国军汪刘苏光辉秋穗正	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	CPR1000安全壳地坑滤网上游分析	王庆礼李海伦韩志航唐辉	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2010	3	在线阅读下载PDF 职称材料
6	CPR1000核岛ECCS设计优化	朱峰魏淑虹王庆礼唐辉	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2010	0	在线阅读下载PDF 职称材料