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燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析被引量：1: 1; 作者陈玉清蔡琦《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期191-193,共3页; 根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律,分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响,得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律,即在整个燃耗寿期内,船用压水堆具有负的温度系数,但随燃耗的加深温度... 展开更多; 关键词船用压水堆温度系数燃耗效应; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用压水堆小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析被引量：2: 2; 作者陈玉清魏柯刘家磊《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2021年第1期89-94,共6页; 针对某船用压水堆,为使其释放更多的燃料包壳峰值温度安全裕量,采用最佳估算加不确定性分析方法,并结合基于统计学的输入不确定传播方法,利用最佳估算程序RELAP5/MOD3.2对船用压水堆破口当量直径为10 mm的小破口失水事故的瞬态过程进行... 展开更多; 关键词船用压水堆 SB-LOCA 不确定性分析敏感性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用被引量：1: 3; 作者陈玉清沈全华蔡琦《舰船科学技术》 2011年第5期59-62,共4页; 根据船用压水堆的事故特点,提出采用ESD(事件序列图)方法进行事故序列分析,并以控制棒失控抽出事故为例进行应用研究,建立反应堆不同运行工况下、不同控制棒组(束)失控抽出后装置的动态响应图景,分析过程中考虑了功率调节系统状态、保... 展开更多; 关键词 ESD方法船用压水堆事件序列图失控抽出事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用压水堆运行安全分析方法: 4; 作者陈玉清蔡琦赵新文《舰船科学技术》 2011年第1期78-81,共4页; 通过对船用压水堆设计安全限值和运行限值的保守性分析,给出开展运行安全研究的理论依据,提出以概率论和确定论相结合的联合模拟分析方法进行船用压水堆运行安全研究,并以一束控制棒失控抽出事故为例进行了实例分析。结果表明,所提出运... 展开更多; 关键词船用压水堆运行安全模拟分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究被引量：5: 5; 作者彭敏俊杜泽《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期304-310,共7页; 讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。; 关键词核动力装置静态特性船用压水堆稳态运行特性双恒定运行方案蒸汽发生器传热实验热工安全; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用压水堆核动力装置双恒定运行方案下的冷却剂流量调节方案被引量：4: 6; 作者彭敏俊滕兵张志华《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 2000年第4期5-9,共5页; 船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案 ,蒸汽发生器一次侧冷却剂流量必须随着装置负荷按照一定规律而变化 .本文对冷却剂流量调节的几种方案进行分析和比较 ,指出最为理想的调节方式是采用主泵变频调速 .; 关键词船用压水堆双恒定运行方案冷却剂流量调节; 在线阅读下载PDF 职称材料

船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案对总体运行性能的影响分析: 7; 作者彭敏俊杜泽《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 2001年第1期16-20,共5页; 双恒定运行方案是船用压水堆核动力装置的理想运行方案 .在这种运行方案下 ,当装置稳态功率变化时 ,冷却剂平均温度与蒸汽压都保持不变 ,与通常采用的冷却剂平均温度恒定运行方案相比 ,有效地改善了核动力装置的总体运行性能 ,特别是在... 展开更多; 关键词船用压水堆运行性能冷却剂平均温度恒定核动力装置双恒定运行方案; 在线阅读下载PDF 职称材料

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析被引量：18: 8; 作者杨珏贾宝山俞冀阳《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第3期199-203,209,共6页; 应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振... 展开更多; 关键词自然循环能力海洋条件堆芯冷却剂系统船用压水堆数学模型运行状态; 在线阅读下载PDF 职称材料

安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析被引量：4: 9; 作者商学利张帆 +1 位作者陈文振杨洪立《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期336-340,共5页; 以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功... 展开更多; 关键词船用压水堆 MBLOCA 安注方式包壳破损; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析被引量：1: 1; 作者陈玉清蔡琦; 机构海军工程大学核能科学与工程系; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第B09期191-193,共3页; 文摘根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律,分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响,得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律,即在整个燃耗寿期内,船用压水堆具有负的温度系数,但随燃耗的加深温度系数的绝对值将逐渐减小。; 关键词船用压水堆温度系数燃耗效应; Keywords marine pressurized water reactor temperature coefficient burn-up effect; 分类号 TL326 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名船用压水堆小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析被引量：2: 2; 作者陈玉清魏柯刘家磊; 机构海军工程大学核科学技术学院 [; 出处《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2021年第1期89-94,共6页; 文摘针对某船用压水堆,为使其释放更多的燃料包壳峰值温度安全裕量,采用最佳估算加不确定性分析方法,并结合基于统计学的输入不确定传播方法,利用最佳估算程序RELAP5/MOD3.2对船用压水堆破口当量直径为10 mm的小破口失水事故的瞬态过程进行了模拟;自主开发了基于MATLAB数学软件的批量处理模块AE-RELAP5,对输入参数的不确定性进行了量化评估;分析了选取不确定性输入参数和基于Wilks公式的蒙特卡罗不确定性分析方法,模拟确定了不同方案的燃料包壳峰值温度。研究表明:计算结果均满足安全验收准则,反应堆可实现堆芯的自我冷却,且堆芯的自我缓解措施能够抵抗一定的外在扰动;在预定条件下,包壳峰值温度计算结果对堆芯功率和高压安注流量较为敏感,为事故处置优化提供了理论依据。; 关键词船用压水堆 SB-LOCA 不确定性分析敏感性分析; Keywords shipboard reactor SB-LOCA uncertainty analysis sensitivity analysis; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用被引量：1: 3; 作者陈玉清沈全华蔡琦; 机构海军工程大学; 出处《舰船科学技术》 2011年第5期59-62,共4页; 文摘根据船用压水堆的事故特点,提出采用ESD(事件序列图)方法进行事故序列分析,并以控制棒失控抽出事故为例进行应用研究,建立反应堆不同运行工况下、不同控制棒组(束)失控抽出后装置的动态响应图景,分析过程中考虑了功率调节系统状态、保护系统状态及人员手动干预的影响。结果表明,ESD提供了1种简单的方法来获得船用压水堆的动态事故序列,可以有效帮助运行人员理解反应堆复杂的事故过程。; 关键词 ESD方法船用压水堆事件序列图失控抽出事故; Keywords ESD method marine PWR event sequence diagram uncontrolled draw accident; 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

题名船用压水堆运行安全分析方法: 4; 作者陈玉清蔡琦赵新文; 机构海军工程大学船舶与动力学院; 出处《舰船科学技术》 2011年第1期78-81,共4页; 文摘通过对船用压水堆设计安全限值和运行限值的保守性分析,给出开展运行安全研究的理论依据,提出以概率论和确定论相结合的联合模拟分析方法进行船用压水堆运行安全研究,并以一束控制棒失控抽出事故为例进行了实例分析。结果表明,所提出运行安全分析方法可以准确描述船用压水堆事故后的动态响应图景,开展运行安全研究可以为船用压水堆事故时的应急处置提供依据。; 关键词船用压水堆运行安全模拟分析; Keywords marine reactor operating safety simulation method; 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

题名船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究被引量：5: 5; 作者彭敏俊杜泽; 机构哈尔滨工程大学; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期304-310,共7页; 文摘讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。; 关键词核动力装置静态特性船用压水堆稳态运行特性双恒定运行方案蒸汽发生器传热实验热工安全; Keywords marine PWR steady state programming; 分类号 U664.15 [交通运输工程—船舶及航道工程] TL3 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名船用压水堆核动力装置双恒定运行方案下的冷却剂流量调节方案被引量：4: 6; 作者彭敏俊滕兵张志华; 机构哈尔滨工程大学动力工程系中国船舶工业贸易公司; 出处《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 2000年第4期5-9,共5页; 文摘船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案 ,蒸汽发生器一次侧冷却剂流量必须随着装置负荷按照一定规律而变化 .本文对冷却剂流量调节的几种方案进行分析和比较 ,指出最为理想的调节方式是采用主泵变频调速 .; 关键词船用压水堆双恒定运行方案冷却剂流量调节; Keywords marine PWR steady_state programming main circulation pump; 分类号 TL36 [核科学技术—核技术及应用] U664.151 [交通运输工程—船舶及航道工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案对总体运行性能的影响分析: 7; 作者彭敏俊杜泽; 机构哈尔滨工程大学动力工程系; 出处《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 2001年第1期16-20,共5页; 文摘双恒定运行方案是船用压水堆核动力装置的理想运行方案 .在这种运行方案下 ,当装置稳态功率变化时 ,冷却剂平均温度与蒸汽压都保持不变 ,与通常采用的冷却剂平均温度恒定运行方案相比 ,有效地改善了核动力装置的总体运行性能 ,特别是在低负荷运行时 ,可以提高装置经济性、降低主泵运行噪声、改善二回路系统的设计、运行和控制条件 ,这对于提高船用核动力装置的运行可靠性和安全性具有实际意义 .; 关键词船用压水堆运行性能冷却剂平均温度恒定核动力装置双恒定运行方案; Keywords marine PWR steady_state programming operating performance; 分类号 U664.151 [交通运输工程—船舶及航道工程] TL413.31 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析被引量：18: 8; 作者杨珏贾宝山俞冀阳; 机构清华大学工程物理系; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第3期199-203,209,共6页; 文摘应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响。; 关键词自然循环能力海洋条件堆芯冷却剂系统船用压水堆数学模型运行状态; Keywords ocean condition reactor coolant system natural circulation; 分类号 U674.921 [交通运输工程—船舶及航道工程] TL4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析被引量：4: 9; 作者商学利张帆陈文振杨洪立; 机构海军工程大学核能科学与工程系海军航空训练基地训练部雷达教研室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期336-340,共5页; 基金国家自然科学基金资助项目(11075212) 海军工程大学博士研究生创新基金资助项目; 文摘以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功率因子,最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额,并指出:对破口出现在主管道冷段的设计基准事故,热端安注能减轻事故后果,减少破损份额。; 关键词船用压水堆 MBLOCA 安注方式包壳破损; Keywords marine reactor MBLOCA safety injection manner cladding failure; 分类号 TL326 [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	燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析	陈玉清蔡琦	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2008	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	船用压水堆小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析	陈玉清魏柯刘家磊	《海军工程大学学报》 CAS 北大核心	2021	2	在线阅读下载PDF 职称材料
3	ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用	陈玉清沈全华蔡琦	《舰船科学技术》	2011	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	船用压水堆运行安全分析方法	陈玉清蔡琦赵新文	《舰船科学技术》	2011	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究	彭敏俊杜泽	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2001	5	在线阅读下载PDF 职称材料
6	船用压水堆核动力装置双恒定运行方案下的冷却剂流量调节方案	彭敏俊滕兵张志华	《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD	2000	4	在线阅读下载PDF 职称材料
7	船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案对总体运行性能的影响分析	彭敏俊杜泽	《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD	2001	0	在线阅读下载PDF 职称材料
8	简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析	杨珏贾宝山俞冀阳	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2002	18	在线阅读下载PDF 职称材料
9	安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析	商学利张帆陈文振杨洪立	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	4	在线阅读下载PDF 职称材料