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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究被引量：2: 1; 作者尹莎莎方华伟 +4 位作者秋穗正黄伟陈志辉田野田雅婧《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页; 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 展开更多; 关键词模块化小型核反应堆严重事故自动卸压系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究: 2; 作者于沛邢继 +2 位作者马海福孟兆明孙中宁《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页; 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注... 展开更多; 关键词系统分析程序先进压水堆自动卸压系统临界射流; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究: 3; 作者朱伟李亚冰 +1 位作者佟立丽曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1399-1404,共6页; 先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸... 展开更多; 关键词一回路卸压氢气风险严重事故缓解自动卸压系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

低背压条件下非能动泄压和再循环阀内部流动特性研究: 4; 作者韩冬傲王岩 +1 位作者张伟张星亮《汽轮机技术》北大核心 2024年第5期332-335,341,400,共6页; 为了获得低背压条件下非能动自动泄压阀内部流动特性。计算中使用计算流体动力学(CFD)方法建立了主阀的流道模型,得到了不同工况下各部位的单相以及两相流场分布,获得了主阀的阻力特性,为阀门的设计提供支持。; 关键词自动卸压系统卸压阀再循环阀阻力特性; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析被引量：4: 5; 作者肖三平叶杰 +2 位作者钱辉王亮亮陈树山《核安全》 2014年第3期45-49,共5页; 本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会... 展开更多; 关键词蒸汽发生器传热管破裂堆芯补水箱水位自动卸压系统稳压器水位; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究被引量：2: 1; 作者尹莎莎方华伟秋穗正黄伟陈志辉田野田雅婧; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室西安交通大学核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页; 文摘模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。; 关键词模块化小型核反应堆严重事故自动卸压系统; Keywords small modular reactor severe accident automatic depressurization system; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究: 2; 作者于沛邢继马海福孟兆明孙中宁; 机构哈尔滨工程大学中国核电工程有限公司中国核动力研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页; 基金中核集团“青年英才”项目; 文摘本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。; 关键词系统分析程序先进压水堆自动卸压系统临界射流; Keywords system analysis code advanced pressurized water reactor automatic depressurization system critical jet; 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

题名基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究: 3; 作者朱伟李亚冰佟立丽曹学武; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1399-1404,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸压的策略进行研究,为严重事故管理提供技术支持。选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列,利用一体化事故分析程序,评估手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS、手动开启第4级ADS 3种方案的卸压效果,并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响。研究结果表明,3种卸压方案均能有效降低一回路压力。但在氢气点火器不可用时,开启第1～3级ADS以及开启第1～4级ADS卸压会引起内置换料水箱隔间氢气浓度迅速增加,可能导致局部氢气燃爆。因此,基于氢气风险考虑,建议在实施严重事故管理导则一回路卸压策略时优先考虑采用第4级ADS进行一回路卸压。; 关键词一回路卸压氢气风险严重事故缓解自动卸压系统; Keywords RCS depressurization hydrogen risk severe accident mitigation automaticdepressurization system; 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

题名低背压条件下非能动泄压和再循环阀内部流动特性研究: 4; 作者韩冬傲王岩张伟张星亮; 机构生态环境部核与辐射安全中心上海核工程研究设计院股份有限公司; 出处《汽轮机技术》北大核心 2024年第5期332-335,341,400,共6页; 文摘为了获得低背压条件下非能动自动泄压阀内部流动特性。计算中使用计算流体动力学(CFD)方法建立了主阀的流道模型,得到了不同工况下各部位的单相以及两相流场分布,获得了主阀的阻力特性,为阀门的设计提供支持。; 关键词自动卸压系统卸压阀再循环阀阻力特性; Keywords automatic depressurization system pressure relief valve recirculation valve resistance characteristic; 分类号 TL33 [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SGTR事故工况下CMT水位分析被引量：4: 5; 作者肖三平叶杰钱辉王亮亮陈树山; 机构中广核工程有限公司设计院上海分院; 出处《核安全》 2014年第3期45-49,共5页; 文摘本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定。; 关键词蒸汽发生器传热管破裂堆芯补水箱水位自动卸压系统稳压器水位; Keywords SGTR CMT water level ADS： pressurizer water level; 分类号 TL353 [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	模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究	尹莎莎方华伟秋穗正黄伟陈志辉田野田雅婧	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	2	在线阅读下载PDF 职称材料
2	典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究	于沛邢继马海福孟兆明孙中宁	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究	朱伟李亚冰佟立丽曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	低背压条件下非能动泄压和再循环阀内部流动特性研究	韩冬傲王岩张伟张星亮	《汽轮机技术》北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析	肖三平叶杰钱辉王亮亮陈树山	《核安全》	2014	4	在线阅读下载PDF 职称材料