期刊文献+
共找到8篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
全统计法DNBR限值设计的统计处理改进研究
1
作者 王琮 于雷 +1 位作者 李伟通 沙正峰 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2020年第4期18-21,共4页
为了分析不同统计处理方法在释放核电厂热工水力设计裕量方面的差异,在全统计法蒙特卡罗正态分布模拟计算的基础上,分别采用改进的卡方分布参数法和非参数自助法进行偏离泡核沸腾比(DNBR)限值的设计,并对结果进行了对比分析。研究表明:... 为了分析不同统计处理方法在释放核电厂热工水力设计裕量方面的差异,在全统计法蒙特卡罗正态分布模拟计算的基础上,分别采用改进的卡方分布参数法和非参数自助法进行偏离泡核沸腾比(DNBR)限值的设计,并对结果进行了对比分析。研究表明:卡方分布参数法和非参数自助法有较好的准确性和收敛性,两种改进后的方法得到的DNBR限值相近,且能够获得更大的设计裕量。 展开更多
关键词 全统计法 偏离泡核沸腾比 卡方分布参数统计法 非参数自助法
下载PDF
华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证 被引量:1
2
作者 陈曦 吴清 +4 位作者 邓坚 刘余 任春明 王啸宇 彭欢欢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期248-253,共6页
传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。 展开更多
关键词 华龙一号 偏离泡核沸腾比(dnbr) 在线监测
原文传递
Conceptual design and safety characteristics of a new multi-mission high flux research reactor 被引量:3
3
作者 Wei Xu Jian Li +4 位作者 Heng Xie Zhi-Hong Liu Jing Zhao Fei Xie Lei Shi 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2023年第3期9-24,共16页
Research reactors with neutron fluxes higher than 10^(14) n cm^(−2) s^(−1) are widely used in nuclear fuel and material irradiation,neutron-based scientific research,and medical and industrial isotope production.Such ... Research reactors with neutron fluxes higher than 10^(14) n cm^(−2) s^(−1) are widely used in nuclear fuel and material irradiation,neutron-based scientific research,and medical and industrial isotope production.Such high flux research reactors are not only important scientific research facilities for the development of nuclear energy but also represent the national comprehensive technical capability.China has several high flux research reactors that do not satisfy the requirements of nuclear energy development.A high flux research reactor has the following features:a compact core arrangement,high power density,plate-type fuel elements,a short refueling cycle,and high coolant velocity in the core.These characteristics make it difficult to simultaneously realize high neutron flux and optimal safety margin.A new multi-mission high flux research reactor was designed by the Institute of Nuclear and New Energy Technology at Tsinghua University in China;the reactor can simul-taneously realize an average neutron flux higher than 2.0×10^(15) n cm^(−2) s^(−1) and fulfill the current safety criterion.This high flux research reactor features advanced design concepts and has sufficient safety margins according to the preliminary safety analysis.Based on the analysis of the station blackout accident,loss of coolant accident,and reactivity accident of a single-control drum rotating out accidently,the maximum temperature of the cladding surface,minimum departure from nucleate boiling ratio,and temperature difference to the onset of nucleate boiling temperature satisfy the design limits. 展开更多
关键词 High flux research reactor Neutron flux Safety analysis Maximum temperature of cladding surface departure from nucleate boiling ratio
下载PDF
主蒸汽管道断裂事故分析 被引量:4
4
作者 沈才芬 张虹 刘昌文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期326-328,共3页
在大亚湾核电站换料分析中,针对多卜勒功率亏损超限,需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用THEMIS程序和FLICAⅢF程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明... 在大亚湾核电站换料分析中,针对多卜勒功率亏损超限,需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用THEMIS程序和FLICAⅢF程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明:在主蒸汽管道断裂事故过程中,即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾(DNB) 展开更多
关键词 主蒸汽管道 断裂事故 换料 最小烧毁比 核电站
下载PDF
RTDP和MSG方法比较研究 被引量:1
5
作者 刘余 黄慧剑 +1 位作者 杜思佳 毕树茂 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1955-1959,共5页
偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值是反应堆安全分析的基础,合理的计算方法有助于发掘更多的安全裕量。本文对比分析了核电站设计中常采用的RTDP和MSG方法,介绍了方法原理和计算流程,并以广东岭澳一期核电站为例,分别进行了DNBR设计限值计... 偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值是反应堆安全分析的基础,合理的计算方法有助于发掘更多的安全裕量。本文对比分析了核电站设计中常采用的RTDP和MSG方法,介绍了方法原理和计算流程,并以广东岭澳一期核电站为例,分别进行了DNBR设计限值计算。结果表明:虽然两种方法的原理不同,但在相同的工况和统计学输入参数条件下,DNBR设计限值相近,设计中可根据具体应用需求进行选择。 展开更多
关键词 RTDP MSG 偏离泡核沸腾比 设计限值
下载PDF
三维堆芯功率能力验证保守性分析
6
作者 赵常有 王加琦 马兹容 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期119-123,共5页
介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中可以去掉1.04的保守因子;计算过程也需要考虑实际运行区域,减... 介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中可以去掉1.04的保守因子;计算过程也需要考虑实际运行区域,减少不可能出现的工况,即缩小分析区域。当换料设计的计算结果超限时,或者堆芯偏离核态沸腾比裕量不足时,可以通过减小运行区域和修改焓升因子的计算假设来挖掘裕量以满足安全要求。 展开更多
关键词 功率能力 裕度 焓升因子 偏离核态沸腾比
下载PDF
基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究
7
作者 吴长娥 张玉相 +3 位作者 陈昌义 蒋理 单建强 傅先刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期45-52,共8页
采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开... 采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比,结果表明,ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低,且对烧毁(BO)点轴向位置和CHF的预测率更高。 展开更多
关键词 ATHAS软件 临界热流密度(CHF) 偏离泡核沸腾比(dnbr)
原文传递
WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究
8
作者 方俊 杨长江 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期68-72,共5页
为分析国内某水冷却水慢化动力堆(WWER)机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统(ICIS)上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比(DNBR)不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度(CHF)关系式,并采用WWER... 为分析国内某水冷却水慢化动力堆(WWER)机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统(ICIS)上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比(DNBR)不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度(CHF)关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。 展开更多
关键词 水冷却水慢化动力堆(WWER) 偏离泡核沸腾比(dnbr) 临界热流密度(CHF) 堆内仪表系统(ICIS)
原文传递
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部