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安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究被引量：1: 1; 作者吴广君王超 +2 位作者李龙梅亮杨自军《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期436-442,共7页; 在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统(RIS)和安全壳喷淋系统(EAS)的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线(安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线)改进,... 展开更多; 关键词核电厂安全注入系统安全壳喷淋系统早期互为备用; 在线阅读下载PDF 职称材料

不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究: 2; 作者闫明晶许晨德王茹《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1243-1249,共7页; 2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足... 展开更多; 关键词安全注入系统不可凝水锤; 在线阅读下载PDF 职称材料

小型堆破口失水事故初步研究被引量：4: 3; 作者杨江林支康 +3 位作者卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页; 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 展开更多; 关键词小型堆非能动安全注入系统破口失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究被引量：1: 4; 作者董晓梅董俊华 +1 位作者余雏麟高炳军《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期659-667,共9页; 核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀... 展开更多; 关键词核管道安全注入系统热分层内泄漏; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究被引量：5: 5; 作者陈强杨明《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期399-404,共6页; 多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM... 展开更多; 关键词多层流模型故障树可靠性安全注入系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000机组试验创新及实施被引量：2: 6; 作者翟巴菁闫明晶白旋《中国电力》 CSCD 北大核心 2016年第2期10-13,共4页; 阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一。RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分... 展开更多; 关键词核电机组 CPR1000 安全注入系统安全壳喷淋系统泵; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究被引量：1: 1; 作者吴广君王超李龙梅亮杨自军; 机构苏州热工研究院有限公司深圳分公司; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期436-442,共7页; 文摘在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统(RIS)和安全壳喷淋系统(EAS)的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线(安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线)改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况(低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去)事故处理的策略及手段。; 关键词核电厂安全注入系统安全壳喷淋系统早期互为备用; Keywords Nuclear power plant RIS EAS Mutual standby State oriented Early stage condition; 分类号 TL48 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究: 2; 作者闫明晶许晨德王茹; 机构中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室深圳中广核工程设计有限公司; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1243-1249,共7页; 文摘 2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足公开信的要求。核电厂发生丧失冷却剂事故下,安全注入系统启动,将含硼水注入到反应堆冷却剂系统,防止堆芯裸露,限制燃料包壳温度的峰值。核电厂正常运行期间,安全注入系统处于满水备用状态。如果系统内产生、积聚不可凝气体,可能导致事故后安全注入系统无法立即投使,进而影响核电厂的安全运行。因此,必须对核电厂安全注入系统不可凝气体问题引起足够的重视。目前,关于该领域的研究工作主要涉及不可凝气体在流体系统中集聚可能影响泵性能甚至导致其无法执行安全功能,主要导致的故障包括:泵气缚、泵突然抱死和泵机械性能降级。对于泵后的系统管道含不可凝气体的水锤现象研究较少。因此研究安全注入系统不可凝气体的水锤分析问题,分析潜在不可凝气体对安全注入系统注入功能的影响对核电厂的安全运行具有重要意义。; 关键词安全注入系统不可凝水锤; Keywords Safety injection system Non-condensable Water hammer; 分类号 TL48 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名小型堆破口失水事故初步研究被引量：4: 3; 作者杨江林支康卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕; 机构中国广核集团中科华核电技术研究院有限公司环境保护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 2016年第7期1232-1237,共6页; 基金国家高技术研究发展计划资助项目(2012AA050905); 文摘为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。; 关键词小型堆非能动安全注入系统破口失水事故; Keywords small reactor passive safety injection system break LOCA; 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

题名基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究被引量：1: 4; 作者董晓梅董俊华余雏麟高炳军; 机构河北工业大学化工学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期659-667,共9页; 基金国家重点研发计划“典型石化过程安全保障关键技术与装备研发”资助(2018YFC0808600)。; 文摘核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,并以热安注管线为例进行了分析讨论。首先通过流固耦合计算获取了已知主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的温度场,定义了止逆阀阀前监测截面热分层特征温度参数,接着通过多变量回归计算,获取了热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的关系式。在实际使用时,只要根据监测位置测量的管外壁温度计算得到热分层特征温度参数,即可利用该关系式,根据电厂现有工艺参数(主管道流体温度与流量、泄漏流体温度)得到泄漏流量。分析表明,热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量具有良好的关联性,拟合公式与模拟计算最大误差小于10%,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。; 关键词核管道安全注入系统热分层内泄漏; Keywords Nuclear Pipe Safety Injection System Thermal Stratification In-Leakage; 分类号 TL48 [核科学技术—核技术及应用] TK313 [动力工程及工程热物理—热能工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究被引量：5: 5; 作者陈强杨明; 机构哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期399-404,共6页; 基金核能开发科研项目资助(J154213001); 文摘多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。; 关键词多层流模型故障树可靠性安全注入系统; Keywords multilevel flow models fault tree reliability safety injection system; 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CPR1000机组试验创新及实施被引量：2: 6; 作者翟巴菁闫明晶白旋; 机构中广核工程有限公司阳江项目部调试分部; 出处《中国电力》 CSCD 北大核心 2016年第2期10-13,共4页; 文摘阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一。RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分,由于阳江项目RIS/EAS系统首次采用国产化泵和电机,存在各种问题,如泵扬程不足,机封漏水,导流壳存在飞边毛刺,电机振动值高等。随着机组调试的推进,核岛穹顶和地坑状态的完善对于问题的解决越来越不利。鉴于以上背景,将开盖冷态试验的部分试验方法和过程加以创新优化,在舍掉穹顶和地坑的前提下成功验证EAS/RIS泵的性能。该试验方法的创新在保证核安全的前提下,节省了大量成本,对于其他系统和项目的调试也具有一定的借鉴意义。; 关键词核电机组 CPR1000 安全注入系统安全壳喷淋系统泵; Keywords nuclear power unit CPR100 RIS EAS pump; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化] 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究	吴广君王超李龙梅亮杨自军	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2022	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究	闫明晶许晨德王茹	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	小型堆破口失水事故初步研究	杨江林支康卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	4	在线阅读下载PDF 职称材料
4	基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究	董晓梅董俊华余雏麟高炳军	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2020	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究	陈强杨明	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	5	在线阅读下载PDF 职称材料
6	CPR1000机组试验创新及实施	翟巴菁闫明晶白旋	《中国电力》 CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料