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5MW THR事故分析
1
作者
高祖瑛
李金才
钱力克
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第2期45-50,共6页
使用RETRAN-02程序,对5MWTHR压水方式及压水微沸腾方式运行下的六大类事故进行了分析。文中给出了一些主要事故过程描述及分析结果。结果表明:5MWTHR是一种固有安全性很好的反应堆。
关键词
核供热
试验堆
事故分析
固有安全
下载PDF
职称材料
5MW THR安全审评及执照申请
2
作者
董铎
郑文祥
王家英
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第2期60-62,共3页
本文介绍丁5MW THR初装料许可证申请的基本情况、最终安全分析报告和初始调试文件的主要特点、安全审评原则及审评重点。
关键词
核供热试验堆
安全
热照
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职称材料
HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析
3
作者
高祖瑛
刘宝亭
孙玉良
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999年第2期102-106,共5页
热气导管的双端断裂事故是10MW高温气冷堆(HTR-10)的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事...
热气导管的双端断裂事故是10MW高温气冷堆(HTR-10)的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对HTR-10堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,HTR-10仍有很好的安全特性。
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关键词
高温气冷试验堆
进气事故
自然对流
石墨腐蚀
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职称材料
中国实验快堆动态模拟系统的建立:用于系统安全分析和仿真研究
4
作者
杨红义
《核工业自动化》
1999年第3期1-7,共7页
OASIS是一个快堆系统安全分析程序,它既可用来分析整个快中子反应堆各系统的稳态与各种瞬态特性,也可用来模拟反应堆控制与调节系统,从而可对中国实验快堆的各种运行工况和事故工况进行宏观分析和研究。OASIS程序前身是已...
OASIS是一个快堆系统安全分析程序,它既可用来分析整个快中子反应堆各系统的稳态与各种瞬态特性,也可用来模拟反应堆控制与调节系统,从而可对中国实验快堆的各种运行工况和事故工况进行宏观分析和研究。OASIS程序前身是已经应用于法国超凤凰的反应堆和凤凰反应堆安全分析的DYN2B程序。
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关键词
CEFR
OASIS
系统安全分析
快堆
仿真
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职称材料
中国实验快堆动态模拟系统的建立
被引量:
5
5
作者
杨红义
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1999年第2期108-113,共6页
为了运用快堆系统安全分析程序OASIS对中国实验快堆(CEFR)进行安全分析和计算,初步建立了CEFR动态模拟系统。该系统将应用于CEFR的初步安全分析并将用来对CEFR的控制保护系统进行动态仿真研究。
关键词
OASIS程序
动态模拟系统
安全分析
快中子堆
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职称材料
题名
5MW THR事故分析
1
作者
高祖瑛
李金才
钱力克
机构
清华大学核能技术研究所
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第2期45-50,共6页
文摘
使用RETRAN-02程序,对5MWTHR压水方式及压水微沸腾方式运行下的六大类事故进行了分析。文中给出了一些主要事故过程描述及分析结果。结果表明:5MWTHR是一种固有安全性很好的反应堆。
关键词
核供热
试验堆
事故分析
固有安全
Keywords
5MW Test heating reactor, Accident analysis, Inherent safety.
分类号
TL411.064 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
5MW THR安全审评及执照申请
2
作者
董铎
郑文祥
王家英
机构
清华大学核能技术研究所
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第2期60-62,共3页
文摘
本文介绍丁5MW THR初装料许可证申请的基本情况、最终安全分析报告和初始调试文件的主要特点、安全审评原则及审评重点。
关键词
核供热试验堆
安全
热照
Keywords
5MW Test Heating Reactor, Safety review, Safety analysis report, Licensing process.
分类号
TL411.064 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析
3
作者
高祖瑛
刘宝亭
孙玉良
机构
清华大学核能技术设计研究院
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999年第2期102-106,共5页
文摘
热气导管的双端断裂事故是10MW高温气冷堆(HTR-10)的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对HTR-10堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,HTR-10仍有很好的安全特性。
关键词
高温气冷试验堆
进气事故
自然对流
石墨腐蚀
Keywords
HTR 10 air ingress accident natural convection corrosion of graphite
分类号
TL411.064 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
中国实验快堆动态模拟系统的建立:用于系统安全分析和仿真研究
4
作者
杨红义
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
出处
《核工业自动化》
1999年第3期1-7,共7页
文摘
OASIS是一个快堆系统安全分析程序,它既可用来分析整个快中子反应堆各系统的稳态与各种瞬态特性,也可用来模拟反应堆控制与调节系统,从而可对中国实验快堆的各种运行工况和事故工况进行宏观分析和研究。OASIS程序前身是已经应用于法国超凤凰的反应堆和凤凰反应堆安全分析的DYN2B程序。
关键词
CEFR
OASIS
系统安全分析
快堆
仿真
分类号
TL411.064 [核科学技术—核技术及应用]
TL433.064 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
中国实验快堆动态模拟系统的建立
被引量:
5
5
作者
杨红义
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
1999年第2期108-113,共6页
文摘
为了运用快堆系统安全分析程序OASIS对中国实验快堆(CEFR)进行安全分析和计算,初步建立了CEFR动态模拟系统。该系统将应用于CEFR的初步安全分析并将用来对CEFR的控制保护系统进行动态仿真研究。
关键词
OASIS程序
动态模拟系统
安全分析
快中子堆
Keywords
China experimental fast reactor OASIS code Dynamic simulation system Safety analysis
分类号
TL364.1 [核科学技术—核技术及应用]
TL411.064 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
5MW THR事故分析
高祖瑛
李金才
钱力克
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991
0
下载PDF
职称材料
2
5MW THR安全审评及执照申请
董铎
郑文祥
王家英
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991
0
下载PDF
职称材料
3
HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析
高祖瑛
刘宝亭
孙玉良
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999
0
下载PDF
职称材料
4
中国实验快堆动态模拟系统的建立:用于系统安全分析和仿真研究
杨红义
《核工业自动化》
1999
0
下载PDF
职称材料
5
中国实验快堆动态模拟系统的建立
杨红义
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1999
5
下载PDF
职称材料
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