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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析被引量：7: 1; 作者游曦鸣邵舸 +1 位作者佟立丽曹学武《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页; 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 展开更多; 关键词先进压水堆大破口失水事故小破口失水事故非能动堆芯冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管: 2; 作者刘宇杨鹏 +3 位作者冯进军孙微石生春柴国旱《核安全》 2018年第6期37-43,共7页; 非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目... 展开更多; 关键词安全监管首堆 AP1000 调试非能动堆芯冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析被引量：1: 3; 作者庞博玉宇汪彬《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页; 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 展开更多; 关键词非能动堆芯冷却系统可靠性分析条件概率; 在线阅读下载PDF 职称材料

PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析被引量：1: 4; 作者郝博涛王楠 +2 位作者钟佳石洋房芳芳《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2073-2080,共8页; 对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系... 展开更多; 关键词小破口失水事故 PRHRS隔离阀前后破口事故大型非能动堆芯冷却整体试验台架非能动堆芯冷却系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究被引量：4: 5; 作者徐财红史国宝《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期291-297,共7页; AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... 展开更多; 关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析被引量：12: 6; 作者房芳芳杨福明 +1 位作者郝博涛王楠《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1393-1399,共7页; 对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果... 展开更多; 关键词非能动堆芯冷却系统整体试验台架小破口试验 RELAP5; 在线阅读下载PDF 职称材料

全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析: 7; 作者刘宇生许超 +3 位作者谭思超靖剑平庄少欣王楠《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1689-1695,共7页; 在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(pa... 展开更多; 关键词全厂断电试验模拟比例分析自然循环非能动堆芯冷却系统整体试验比例失真动态特性非能动余热排出; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析被引量：7: 1; 作者游曦鸣邵舸佟立丽曹学武; 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 2016年第1期105-112,共8页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。; 关键词先进压水堆大破口失水事故小破口失水事故非能动堆芯冷却系统; Keywords advanced pressurized water reactor large break loss of coolant accident small break loss of coolant accident passive core cooling 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AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管: 2; 作者刘宇杨鹏冯进军孙微石生春柴国旱; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核安全》 2018年第6期37-43,共7页; 文摘非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。; 关键词安全监管首堆 AP1000 调试非能动堆芯冷却系统; Keywords safety supervision first unit AP1000 commissioning passive core cooling system; 分类号 TL364.2 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析被引量：1: 3; 作者庞博玉宇汪彬; 机构华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页; 基金国家科技重大专项资助项目(2015ZX06002007) 核反应堆系统设计技术重点实验室项目资助; 文摘地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。; 关键词非能动堆芯冷却系统可靠性分析条件概率; Keywords passive core cooling system reliability analysis conditional probability; 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PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析被引量：1: 4; 作者郝博涛王楠钟佳石洋房芳芳; 机构国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2073-2080,共8页; 基金国家科技重大专项资助项目(2017ZX06004002-006-004)。; 文摘对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。; 关键词小破口失水事故 PRHRS隔离阀前后破口事故大型非能动堆芯冷却整体试验台架非能动堆芯冷却系统; Keywords small break loss of coolant accident break accident before and behind isolation valve of PRHRS large passive core cooling integrated test facility passive core cooling system; 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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究被引量：4: 5; 作者徐财红史国宝; 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 2014年第2期291-297,共7页; 文摘 AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。; 关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故; Keywords APEX-1000 passive core cooling system RELAP5/MOD3.3 small breakloss of coolant accident; 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ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析被引量：12: 6; 作者房芳芳杨福明郝博涛王楠; 机构国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1393-1399,共7页; 基金大型先进压水堆核电站国家科技重大专项资助项目(2015ZX06002007-001); 文摘对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。; 关键词非能动堆芯冷却系统整体试验台架小破口试验 RELAP5; Keywords Advanced Core-cooling Mechanism Experiment small break experiment RELAP5; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用] TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析: 7; 作者刘宇生许超谭思超靖剑平庄少欣王楠; 机构哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室生态环境部核与辐射安全中心国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司; 出处《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1689-1695,共7页; 基金国家科技重大专项(2015ZX06002007).; 文摘在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(passive residual heat removal heat exchanger,PRHR HX)对原型性能的再现能力,本文分析了缩比PRHR HX的流动换热特性,利用多级双向模化分析方法开展了PRHR HX支路自然循环现象的模化分析,研究了SBO试验PRHR HX的失真特性。结果表明:以热阱数为主要模化准则的缩比PRHR HX具有良好的换热性能,事故期间可有效载出堆芯衰变热,实现与堆芯衰变功率的匹配;ACME缩比PRHR换热器以可接受的失真再现了原型的换热能力、通流能力和流动阻力特性;事故瞬态过程中,PRHR自然循环过程的特征时间和模化准则数均呈现动态变化,导致缩比PRHR HX的模化失真也具有显著的动态特性。; 关键词全厂断电试验模拟比例分析自然循环非能动堆芯冷却系统整体试验比例失真动态特性非能动余热排出; Keywords station blackout experimental simulation scaling analysis natural circulation advanced core-cooling mechanism experiment facility scaling distortion dynamic characteristics passive residual heat removal; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析	游曦鸣邵舸佟立丽曹学武	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	7	在线阅读下载PDF 职称材料
2	AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管	刘宇杨鹏冯进军孙微石生春柴国旱	《核安全》	2018	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析	庞博玉宇汪彬	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2018	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析	郝博涛王楠钟佳石洋房芳芳	《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
5	RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究	徐财红史国宝	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	4	在线阅读下载PDF 职称材料
6	ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析	房芳芳杨福明郝博涛王楠	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	12	在线阅读下载PDF 职称材料
7	全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析	刘宇生许超谭思超靖剑平庄少欣王楠	《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料