期刊导航
期刊开放获取
上海教育软件发展有限公..
期刊文献
+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
检索
高级检索
期刊导航
共找到
2
篇文章
<
1
>
每页显示
20
50
100
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
文摘
详细
列表
相关度排序
被引量排序
时效性排序
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析
被引量：
1
1
作者
郝博涛
王楠
+2 位作者
钟佳
石洋
房芳芳
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第11期2073-2080,共8页
对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系...
对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。
展开更多
关键词
小破口失水事故
PRHRS隔离阀前后破口事故
大型非能动堆芯冷却整体试验台架
非
能动
堆芯
冷却
系统
在线阅读
下载PDF
职称材料
ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析
被引量：
12
2
作者
房芳芳
杨福明
+1 位作者
郝博涛
王楠
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第8期1393-1399,共7页
对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果...
对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。
展开更多
关键词
非
能动
堆芯
冷却
系统
整体
试验台
架
小破口
试验
RELAP5
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析
被引量：
1
1
作者
郝博涛
王楠
钟佳
石洋
房芳芳
机构
国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第11期2073-2080,共8页
基金
国家科技重大专项资助项目(2017ZX06004002-006-004)。
文摘
对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。
关键词
小破口失水事故
PRHRS隔离阀前后破口事故
大型非能动堆芯冷却整体试验台架
非
能动
堆芯
冷却
系统
Keywords
small break loss of coolant accident
break accident before and behind isolation valve of PRHRS
large passive core cooling integrated test facility
passive core cooling system
分类号
TL364.5 [核科学技术—核技术及应用]
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析
被引量：
12
2
作者
房芳芳
杨福明
郝博涛
王楠
机构
国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第8期1393-1399,共7页
基金
大型先进压水堆核电站国家科技重大专项资助项目(2015ZX06002007-001)
文摘
对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。
关键词
非
能动
堆芯
冷却
系统
整体
试验台
架
小破口
试验
RELAP5
Keywords
Advanced Core-cooling Mechanism Experiment
small break
experiment
RELAP5
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析
郝博涛
王楠
钟佳
石洋
房芳芳
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析
房芳芳
杨福明
郝博涛
王楠
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017
12
在线阅读
下载PDF
职称材料
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
上一页
1
下一页
到第
页
确定
用户登录
登录
IP登录
使用帮助
返回顶部
