检索结果-维普期刊中文期刊服务平台

小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析被引量：3: 1; 作者郭丁情佟立丽《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期516-523,共8页; 采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对... 展开更多; 关键词压水堆小破口冷却剂丧失始发严重事故安全壳失效源项; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析被引量：1: 2; 作者杨磊陈文振 +1 位作者赵新文祁杰《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期301-304,共4页; 针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下... 展开更多; 关键词船用堆中破口失水事故全部电源丧失事故 RELAP5; 在线阅读下载PDF 职称材料

船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究被引量：6: 3; 作者王元王少明于雷《船海工程》北大核心 2008年第5期102-106,共5页; 利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低... 展开更多; 关键词核动力装置小破口失水事故主冷却剂泵; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析被引量：3: 4; 作者黄雄吕雪峰 +1 位作者陈彦霖马国航《核安全》 2015年第1期60-64,共5页; 本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明... 展开更多; 关键词 AP1000 小破口冷却剂丧失事故氢气源项; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆一回路卸压措施影响因素研究被引量：3: 5; 作者纪段曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期385-390,共6页; 研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于... 展开更多; 关键词压水堆小小破口冷却剂丧失事故严重事故一回路卸压入口温度; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析被引量：3: 1; 作者郭丁情佟立丽; 机构中广核工程设计有限公司上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期516-523,共8页; 文摘采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。; 关键词压水堆小破口冷却剂丧失始发严重事故安全壳失效源项; Keywords pressurized water reactor（PWR） severe accident induced by SB-LOCA containment failure source term; 分类号 TL339 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析被引量：1: 2; 作者杨磊陈文振赵新文祁杰; 机构海军工程大学船舶与动力学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期301-304,共4页; 文摘针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明:在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。; 关键词船用堆中破口失水事故全部电源丧失事故 RELAP5; Keywords ship reactor MBLOCA blackout accident RELAP5; 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

题名船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究被引量：6: 3; 作者王元王少明于雷; 机构海军工程大学船舶与动力学院; 出处《船海工程》北大核心 2008年第5期102-106,共5页; 文摘利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。; 关键词核动力装置小破口失水事故主冷却剂泵; Keywords nuclear power plant SBLOCA main coolant pump; 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AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析被引量：3: 4; 作者黄雄吕雪峰陈彦霖马国航; 机构华北电力大学核科学与工程学院; 出处《核安全》 2015年第1期60-64,共5页; 基金国家自然科学基金项目课题编号51306057 +1 种基金课题编号201420ZD19; 文摘本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。; 关键词 AP1000 小破口冷却剂丧失事故氢气源项; Keywords AP1000 SB-LOCA hydrogen source term; 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

题名压水堆一回路卸压措施影响因素研究被引量：3: 5; 作者纪段曹学武; 机构上海交通大学核科学与系统工程系; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期385-390,共6页; 文摘研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件,可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明,考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求,较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀,同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。; 关键词压水堆小小破口冷却剂丧失事故严重事故一回路卸压入口温度; Keywords pressurized water reactor very small break loss of coolant accident severe accident management primary loop depressurization entry temperature; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析	郭丁情佟立丽	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2014	3	在线阅读下载PDF 职称材料
2	船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析	杨磊陈文振赵新文祁杰	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究	王元王少明于雷	《船海工程》北大核心	2008	6	在线阅读下载PDF 职称材料
4	AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析	黄雄吕雪峰陈彦霖马国航	《核安全》	2015	3	在线阅读下载PDF 职称材料
5	压水堆一回路卸压措施影响因素研究	纪段曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2006	3	在线阅读下载PDF 职称材料