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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: 1; 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

基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析被引量：2: 2; 作者胡健温丽晶 +4 位作者石兴伟雷蕾许超乔雪冬倪陈宵《核安全》 2017年第4期71-77,共7页; 本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能... 展开更多; 关键词非能动安全壳比例分析传热特性整体试验台架; 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: 3; 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: 4; 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: 1; 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

题名基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析被引量：2: 2; 作者胡健温丽晶石兴伟雷蕾许超乔雪冬倪陈宵; 机构环境保护部核与辐射安全中心上海核工程研究设计院有限公司; 出处《核安全》 2017年第4期71-77,共7页; 基金国家科技重大专项项目编号:2015ZX06002007; 文摘本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面"冷凝—导热—蒸发"通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。; 关键词非能动安全壳比例分析传热特性整体试验台架; Keywords Passive Containment Cooling System scaling analysis heat transfer phenomenon integral test facility; 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ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析被引量：12: 3; 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: 4; 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	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
2	基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析	胡健温丽晶石兴伟雷蕾许超乔雪冬倪陈宵	《核安全》	2017	2	在线阅读下载PDF 职称材料
3	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
4	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