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非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究被引量：4: 1; 作者贾斌马帅 +3 位作者史强高新力靖剑平石兴伟《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期763-773,共11页; 本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧... 展开更多; 关键词非能动压水堆 RELAP5 COBRA-Ⅳ FLUENT 多尺度耦合; 在线阅读下载PDF 职称材料

大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析被引量：1: 2; 作者石兴伟兰兵 +3 位作者靖剑平高新力毕金生张春明《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期348-354,共7页; 应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.... 展开更多; 关键词 MELCOR 严重事故 DVI IRWST 大功率非能动压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究被引量：1: 3; 作者石兴伟兰兵 +2 位作者靖剑平毕金生张春明《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期250-256,共7页; 应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表... 展开更多; 关键词 MELCOR2.1 严重事故小破口大功率非能动压水堆堆芯熔毁; 在线阅读下载PDF 职称材料

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价被引量：1: 4; 作者许以全卓钰铖 +1 位作者杨亚军付浩《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1428-1432,共5页; 以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小... 展开更多; 关键词非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价乏燃料损伤频率; 在线阅读下载PDF 职称材料

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析: 5; 作者王喆杨未东 +2 位作者刘时贤胡江韩向臻《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第2期167-174,共8页; 采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进... 展开更多; 关键词地坑滤网小LOCA 大型先进非能动压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 6; 作者李亚冰佟立丽曹学武《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 展开更多; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究被引量：1: 7; 作者袁凯邹杰 +1 位作者佟立丽曹学武《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期382-389,共8页; 非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针... 展开更多; 关键词非能动先进压水堆严重事故源项挥发性裂变产物非挥发性裂变产物; 在线阅读下载PDF 职称材料

安全壳卸压排放过程模化分析被引量：1: 8; 作者高志超曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期776-781,共6页; 针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排... 展开更多; 关键词大型非能动先进压水堆安全壳卸压模化分析方法现象过程识别与排序表; 在线阅读下载PDF 职称材料

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究: 9; 作者吕厚鑫黄维德方春法《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第A01期96-99,共4页; 简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营... 展开更多; 关键词核电运营管理美国先进非能动压水堆(AP1000) 适应性; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究被引量：4: 1; 作者贾斌马帅史强高新力靖剑平石兴伟; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期763-773,共11页; 基金国家科技重大专项资助项目(No.2013ZX06002001); 文摘本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。; 关键词非能动压水堆 RELAP5 COBRA-Ⅳ FLUENT 多尺度耦合; Keywords Passive PWR RELAP5 COBRA Ⅳ FLUENT Multi-scale Coupling; 分类号 TL331 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析被引量：1: 2; 作者石兴伟兰兵靖剑平高新力毕金生张春明; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期348-354,共7页; 基金国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001) 国家科技重大专项项目(2015ZX06002001); 文摘应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。; 关键词 MELCOR 严重事故 DVI IRWST 大功率非能动压水堆; Keywords MELCOR Severe accident DVI IRWST Large power passive PWR; 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

题名大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究被引量：1: 3; 作者石兴伟兰兵靖剑平毕金生张春明; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期250-256,共7页; 基金国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001) 国家科技重大专项项目(2015ZX060002007); 文摘应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。; 关键词 MELCOR2.1 严重事故小破口大功率非能动压水堆堆芯熔毁; Keywords MELCOR 2.1 Severe accident Small break Large power passive PWR Core meltdown; 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

题名非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价被引量：1: 4; 作者许以全卓钰铖杨亚军付浩; 机构上海核工程研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1428-1432,共5页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项资助项目(2011ZX06002-001); 文摘以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。; 关键词非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价乏燃料损伤频率; Keywords passive PWR nuclear power plant spent fuel pool risk assessment spent fuel damage frequency; 分类号 TL364.5 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析: 5; 作者王喆杨未东刘时贤胡江韩向臻; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第2期167-174,共8页; 文摘采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。; 关键词地坑滤网小LOCA 大型先进非能动压水堆; Keywords sump strainer SLOCA large advanced passive pressurized water reactor; 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

题名先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 6; 作者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《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; Keywords Fire Spray System Severe Accident Mitigation Severe Accident Management Guideline Advanced PWR; 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

题名非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究被引量：1: 7; 作者袁凯邹杰佟立丽曹学武; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期382-389,共8页; 基金国家重点基础研究发展计划(2009CB724301) 国家自然科学基金(11075104); 文摘非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。; 关键词非能动先进压水堆严重事故源项挥发性裂变产物非挥发性裂变产物; Keywords advanced passive PWR severe accident source term volatile fission product non-volatile fission product; 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

题名安全壳卸压排放过程模化分析被引量：1: 8; 作者高志超曹学武; 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 2020年第5期776-781,共6页; 基金国家科技重大专项资助项目(2017ZX06002003-001-002,2019ZX06004013)。; 文摘针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。; 关键词大型非能动先进压水堆安全壳卸压模化分析方法现象过程识别与排序表; Keywords large passive advanced pressurized water reactor containment depressurization scaling analysis method phenomena identification and ranking table; 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DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究: 9; 作者吕厚鑫黄维德方春法; 机构大亚湾核电运营管理有限责任公司经营管理部中国广东核电集团有限公司研究中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第A01期96-99,共4页; 文摘简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。; 关键词核电运营管理美国先进非能动压水堆(AP1000) 适应性; Keywords nuclear power operations management advanced passive pressurized water reactor（AP1000） adaption; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 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	非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究	贾斌马帅史强高新力靖剑平石兴伟	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2018	4	在线阅读下载PDF 职称材料
2	大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析	石兴伟兰兵靖剑平高新力毕金生张春明	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究	石兴伟兰兵靖剑平毕金生张春明	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价	许以全卓钰铖杨亚军付浩	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
5	非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析	王喆杨未东刘时贤胡江韩向臻	《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心	2018	0	在线阅读下载PDF 职称材料
6	先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究	李亚冰佟立丽曹学武	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
7	非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究	袁凯邹杰佟立丽曹学武	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2014	1	在线阅读下载PDF 职称材料
8	安全壳卸压排放过程模化分析	高志超曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2020	1	在线阅读下载PDF 职称材料
9	DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究	吕厚鑫黄维德方春法	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2012	0	在线阅读下载PDF 职称材料