期刊导航
期刊开放获取
上海教育软件发展有限公..
期刊文献
+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
检索
高级检索
期刊导航
共找到
2
篇文章
<
1
>
每页显示
20
50
100
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
文摘
详细
列表
相关度排序
被引量排序
时效性排序
全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价
被引量：
1
1
作者
刘玉康
文青龙
+2 位作者
乔鹏瑞
侯斌
阮神辉
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021年第11期2028-2035,共8页
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO...
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。
展开更多
关键词
小型铅铋快堆
全厂断电
余热排出
RELAP54.0程序
在线阅读
下载PDF
职称材料
cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
2
作者
杜强
文青龙
+1 位作者
王皓
阮神辉
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2022年第1期151-158,共8页
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst...
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。
展开更多
关键词
DOEL-2核电厂
蒸汽发生器传热管破裂事故
cosSyst
RELAP5
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价
被引量：
1
1
作者
刘玉康
文青龙
乔鹏瑞
侯斌
阮神辉
机构
重庆大学能源与动力工程学院核能工程系
重庆大学
低品位
能源
利用技术及
系
统教育部重点实验室
中国原子能科学研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021年第11期2028-2035,共8页
基金
国家科技重大专项(2019ZX06005001)。
文摘
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。
关键词
小型铅铋快堆
全厂断电
余热排出
RELAP54.0程序
Keywords
small lead-bismuth fast reactor
station black-out
residual heat removal
RELAP54.0 code
分类号
TL353.13 [核科学技术—核技术及应用]
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
2
作者
杜强
文青龙
王皓
阮神辉
机构
重庆大学能源与动力工程学院核能工程系
重庆大学
低品位
能源
利用技术及
系
统教育部重点实验室
中国核
动力
研究设计院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2022年第1期151-158,共8页
基金
国家科技重大专项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站资助(NO.2019ZX06005001)。
文摘
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。
关键词
DOEL-2核电厂
蒸汽发生器传热管破裂事故
cosSyst
RELAP5
Keywords
DOEL-2 nuclear power plant
Steam generator tube rupture accident
CosSyst
RELAP5
分类号
TL48 [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
全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价
刘玉康
文青龙
乔鹏瑞
侯斌
阮神辉
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2021
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
杜强
文青龙
王皓
阮神辉
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2022
0
在线阅读
下载PDF
职称材料
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
上一页
1
下一页
到第
页
确定
用户登录
登录
IP登录
使用帮助
返回顶部
