检索结果-维普期刊中文期刊服务平台

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究被引量：6: 1; 作者靖剑平乔雪冬 +3 位作者贾斌庄少欣孙微张春明《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页; 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 展开更多; 关键词 relap5/mod3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴蒸汽发生器传热管破裂直接注射管线双端断裂; 在线阅读下载PDF 职称材料

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析被引量：20: 2; 作者袁添鸿于雷王川《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页; 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 展开更多; 关键词 relap5/mod3.3程序非能动余热排出系统全厂断电倒流; 在线阅读下载PDF 职称材料

自然循环过渡过程UTSG一次侧倒流特性研究被引量：5: 3; 作者章德陈文振 +1 位作者王少明王川《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期181-186,共6页; 自然循环条件下,立式倒U型管型蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。按管长对并联倒U型传热管进行分类,建立分布式的结构模型。采用最佳评估程序RELAP5... 展开更多; 关键词自然循环过渡过程 relap5/mod3.3 转动惯量 UTSG 倒流; 在线阅读下载PDF 职称材料

49-2泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔方案设计及计算分析被引量：3: 4; 作者岳芷廷宋云鹏 +2 位作者刘兴民邹耀吴园园《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1601-1604,共4页; 基于安全考虑,49-2泳池式反应堆一回路冷却水系统将增设1个非能动虹吸破坏孔。在确定开孔位置的基础上,利用RELAP5/MOD3.3程序分别对孔径为1.5cm和2.0cm时的虹吸破坏能力进行了计算分析。结果表明:在停堆停泵状态下,一回路大破口失水事... 展开更多; 关键词泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔 relap5/mod3.3; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者靖剑平张春明 +2 位作者孙微安婕铷贾斌《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期541-546,共6页; AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对... 展开更多; 关键词 relap5/mod 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LOFTRAN程序; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析被引量：2: 6; 作者贾祥安婕铷靖剑平《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页; AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... 展开更多; 关键词 relap5/mod3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故非能动核电厂; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究被引量：6: 1; 作者靖剑平乔雪冬贾斌庄少欣孙微张春明; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-010 2013ZX06002-001); 文摘基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。; 关键词 relap5/mod3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴蒸汽发生器传热管破裂直接注射管线双端断裂; Keywords relapS/mod3.3 AP1000 coolant pump shaft seizure steam generator tube rupture double-ended direct vessel injection line; 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

题名全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析被引量：20: 2; 作者袁添鸿于雷王川; 机构海军工程大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页; 文摘利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。; 关键词 relap5/mod3.3程序非能动余热排出系统全厂断电倒流; Keywords relap5/mod3.3 code passive residual heat remove system loss of power reverse flow; 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

题名自然循环过渡过程UTSG一次侧倒流特性研究被引量：5: 3; 作者章德陈文振王少明王川; 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 2010年第B09期181-186,共6页; 文摘自然循环条件下,立式倒U型管型蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。按管长对并联倒U型传热管进行分类,建立分布式的结构模型。采用最佳评估程序RELAP5/MOD3.3,对主泵不同转动惯量下的自然循环过渡过程进行研究,得到了转动惯量对UTSG倒U型管内非均匀流动的影响特性。研究结果表明,转动惯量的增加可以延缓倒流的发生,但对倒流的空间分布和倒流流量无影响。; 关键词自然循环过渡过程 relap5/mod3.3 转动惯量 UTSG 倒流; Keywords natural circulation transition process relap5/mod3.3 moment of inertia UTSG reverse flow; 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49-2泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔方案设计及计算分析被引量：3: 4; 作者岳芷廷宋云鹏刘兴民邹耀吴园园; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1601-1604,共4页; 文摘基于安全考虑,49-2泳池式反应堆一回路冷却水系统将增设1个非能动虹吸破坏孔。在确定开孔位置的基础上,利用RELAP5/MOD3.3程序分别对孔径为1.5cm和2.0cm时的虹吸破坏能力进行了计算分析。结果表明:在停堆停泵状态下,一回路大破口失水事故时,两种孔径的虹吸破坏孔均能破坏回路中的虹吸作用,避免产生堆芯裸露的严重后果。为保守起见,最终选择虹吸破坏孔的孔径为2.0cm。; 关键词泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔 relap5/mod3.3; Keywords SPR passive siphon breaker relapS/mod3.3; 分类号 TL411 [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冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌; 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 2014年第4期541-546,共6页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项(2011ZX06002-010)和(2013ZX06002001); 文摘 AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。; 关键词 relap5/mod 3.3程序 AP1000 冷却剂强迫流动全部丧失 LOFTRAN程序; Keywords relap5/mod 3.3code AP1000 complete loss of forced reactor coolant flow LOFTRAN code; 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核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析被引量：2: 6; 作者贾祥安婕铷靖剑平; 机构中国原子能科学研究院辐射安全研究所环境保护部核电安全监管司环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-010 2013ZX06002001); 文摘 AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。; 关键词 relap5/mod3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故非能动核电厂; Keywords relap5/mod3.3 code AP1000 main feedwater line rupture accident passive nuclear power plant; 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	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究	靖剑平乔雪冬贾斌庄少欣孙微张春明	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	6	在线阅读下载PDF 职称材料
2	全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析	袁添鸿于雷王川	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	20	在线阅读下载PDF 职称材料
3	自然循环过渡过程UTSG一次侧倒流特性研究	章德陈文振王少明王川	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	5	在线阅读下载PDF 职称材料
4	49-2泳池式反应堆非能动虹吸破坏孔方案设计及计算分析	岳芷廷宋云鹏刘兴民邹耀吴园园	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	3	在线阅读下载PDF 职称材料
5	AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析	靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2014	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析	贾祥安婕铷靖剑平	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料