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全厂断电时安全壳直接加热的概率研究: 1; 作者陈阳丽彭常宏郭赟《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期172-177,共6页; 安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模... 展开更多; 关键词安全壳直接加热安全壳失效概率 TCE模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

安全壳直接加热(DCH)严重事故现象研究被引量：2: 2; 作者王高鹏叶忠昊朱文韬《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期524-529,共6页; 本文以福建福清一期核电厂为目标电厂,利用以双隔间平衡法和拉丁超立方抽样为基础而开发的计算程序,对安全壳直接加热(DCH)的严重事故现象进行了研究。得到了不同事故工况条件下DCH产生的安全壳峰值压力的概率分布曲线。此外,根据计算... 展开更多; 关键词双隔间平衡模型安全壳直接加热拉丁超立方抽样安全壳脆性曲线; 在线阅读下载PDF 职称材料

使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故被引量：2: 3; 作者王溪杨燕华黄熙《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1355-1360,共6页; 采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几... 展开更多; 关键词直接安全壳加热严重事故 MC3D程序压水堆核电厂; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析: 4; 作者李治刚钟明君 +1 位作者林萌杨燕华《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期675-681,共7页; 文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却... 展开更多; 关键词直接安全壳加热高压熔堆 AP1000核电厂; 在线阅读下载PDF 职称材料

小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究被引量：8: 5; 作者王高鹏刘长亮叶忠昊《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期61-67,共7页; 利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相应的严重事故现象。对事故中发生的DCH(安全壳直接加热)现象和安全壳失效以及裂变产物向环境的释放进行了... 展开更多; 关键词严重事故安全壳直接加热裂变产物释放缓解措施; 在线阅读下载PDF 职称材料

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究: 6; 作者刘宇牛世鹏 +2 位作者王高鹏喻新利张佳佳《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期481-487,共7页; 安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程... 展开更多; 关键词三代压水堆安全壳直接加热参数敏感性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名全厂断电时安全壳直接加热的概率研究: 1; 作者陈阳丽彭常宏郭赟; 机构中国科学技术大学核科学技术学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期172-177,共6页; 文摘安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。; 关键词安全壳直接加热安全壳失效概率 TCE模型; Keywords ROAAM Containment direct heating Containment failure probability ROAAM TCE model; 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

题名安全壳直接加热(DCH)严重事故现象研究被引量：2: 2; 作者王高鹏叶忠昊朱文韬; 机构中国核电工程有限公司国家核电工程有限公司; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期524-529,共6页; 文摘本文以福建福清一期核电厂为目标电厂,利用以双隔间平衡法和拉丁超立方抽样为基础而开发的计算程序,对安全壳直接加热(DCH)的严重事故现象进行了研究。得到了不同事故工况条件下DCH产生的安全壳峰值压力的概率分布曲线。此外,根据计算得到的安全壳脆性曲线,结合DCH计算结果最终得到了不同事故工况下DCH可能造成安全壳失效的概率。同时还对影响DCH后果的主要因素以及相应的严重事故缓解策略进行了研究分析。; 关键词双隔间平衡模型安全壳直接加热拉丁超立方抽样安全壳脆性曲线; Keywords two-cell equilibrium containment direct heating Latin hypercube sampling containment fragility curve; 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

题名使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故被引量：2: 3; 作者王溪杨燕华黄熙; 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 2010年第11期1355-1360,共6页; 文摘采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几何模型,模拟事故过程。计算得出了事故下安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场、速度场及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳内压力和局部温度的迅速上升。; 关键词直接安全壳加热严重事故 MC3D程序压水堆核电厂; Keywords direct containment heating severe accident MC3Dcode PWR nuclear power plant; 分类号 TG172 [金属学及工艺—金属表面处理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析: 4; 作者李治刚钟明君林萌杨燕华; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期675-681,共7页; 基金国家科技重大专项资助(2011ZX06004-024); 文摘文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。; 关键词直接安全壳加热高压熔堆 AP1000核电厂; Keywords Direct containment heating High-pressure core melt AP1000 nuclearpower plant; 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

题名小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究被引量：8: 5; 作者王高鹏刘长亮叶忠昊; 机构中国核电工程有限公司国核工程有限公司; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期61-67,共7页; 文摘利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相应的严重事故现象。对事故中发生的DCH(安全壳直接加热)现象和安全壳失效以及裂变产物向环境的释放进行了分析。随后,本文根据相关的严重事故管理导则和该事故的特点,对缓解该事故的策略进行了研究和计算分析。计算结果表明采取的事故缓解措施是有效可行的,从而为方家山及类似的三环路电厂严重事故的缓解提供了一种有效可行的策略。; 关键词严重事故安全壳直接加热裂变产物释放缓解措施; Keywords severe accident DCH fission product release mitigation; 分类号 TL342 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究: 6; 作者刘宇牛世鹏王高鹏喻新利张佳佳; 机构中国核电工程有限公司生态环境部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期481-487,共7页; 文摘安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。; 关键词三代压水堆安全壳直接加热参数敏感性分析; Keywords GenⅢPWR direct containment heating parametric sensitivity analysis; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	全厂断电时安全壳直接加热的概率研究	陈阳丽彭常宏郭赟	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2016	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	安全壳直接加热(DCH)严重事故现象研究	王高鹏叶忠昊朱文韬	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2014	2	在线阅读下载PDF 职称材料
3	使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故	王溪杨燕华黄熙	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析	李治刚钟明君林萌杨燕华	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2015	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究	王高鹏刘长亮叶忠昊	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2011	8	在线阅读下载PDF 职称材料
6	三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究	刘宇牛世鹏王高鹏喻新利张佳佳	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	0	在线阅读下载PDF 职称材料