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安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析
被引量:
5
1
作者
张渝
余红星
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2002年第5期40-43,共4页
基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MER)量;以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完...
基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MER)量;以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完整性有保障。
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关键词
安全壳
mslb事故
主蒸汽管道断裂
质能释放
安全
反应堆
换料时间
大亚湾核电站
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职称材料
MSLB事故源项及放射性后果分析
被引量:
1
2
作者
蔡伟
叶杰
徐良旺
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第6期1044-1049,共6页
建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等...
建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等因素对TEDE值的影响。结果表明,极限工况的TEDE值在RG 1.183及GB 6249—2011规定的可接受限值范围内。
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关键词
mslb事故
替代源项
放射性后果
总有效剂量当量
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职称材料
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
被引量:
6
3
作者
陈召林
肖钧
+4 位作者
郑继业
肖红
刘宇
王威
周克峰
《核安全》
2013年第4期15-19,共5页
本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。
关键词
安全壳
压力
温度
LOCA
事故
mslb事故
下载PDF
职称材料
主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析
被引量:
1
4
作者
关仲华
邱志方
+3 位作者
蒋孝蔚
段永强
沈云海
方浩宇
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第2期193-197,共5页
以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更...
以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。
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关键词
主蒸汽管道破裂(
mslb
)
事故
质能释放
主给水隔离
原文传递
题名
安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析
被引量:
5
1
作者
张渝
余红星
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2002年第5期40-43,共4页
文摘
基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MER)量;以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完整性有保障。
关键词
安全壳
mslb事故
主蒸汽管道断裂
质能释放
安全
反应堆
换料时间
大亚湾核电站
Keywords
Computer simulation
Nuclear power plants
Pressurized water reactors
分类号
TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]
TM623.8 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
MSLB事故源项及放射性后果分析
被引量:
1
2
作者
蔡伟
叶杰
徐良旺
机构
深圳中广核工程设计有限公司上海分公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第6期1044-1049,共6页
文摘
建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等因素对TEDE值的影响。结果表明,极限工况的TEDE值在RG 1.183及GB 6249—2011规定的可接受限值范围内。
关键词
mslb事故
替代源项
放射性后果
总有效剂量当量
Keywords
main steamline break accident
alternative source term
radiological conse-quence
total effective dose equivalent
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
被引量:
6
3
作者
陈召林
肖钧
郑继业
肖红
刘宇
王威
周克峰
机构
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《核安全》
2013年第4期15-19,共5页
基金
重大专项CAP1400安全监管原则的确定(2010ZX06002-10-2)
文摘
本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。
关键词
安全壳
压力
温度
LOCA
事故
mslb事故
Keywords
containment
pressure
temperature
LOCA
mslb
分类号
TL371 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析
被引量:
1
4
作者
关仲华
邱志方
蒋孝蔚
段永强
沈云海
方浩宇
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第2期193-197,共5页
文摘
以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。
关键词
主蒸汽管道破裂(
mslb
)
事故
质能释放
主给水隔离
Keywords
Main steam line break(
mslb
)accident
Mass and energy release
Feedwater isolation
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析
张渝
余红星
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2002
5
下载PDF
职称材料
2
MSLB事故源项及放射性后果分析
蔡伟
叶杰
徐良旺
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
1
下载PDF
职称材料
3
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
陈召林
肖钧
郑继业
肖红
刘宇
王威
周克峰
《核安全》
2013
6
下载PDF
职称材料
4
主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析
关仲华
邱志方
蒋孝蔚
段永强
沈云海
方浩宇
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
1
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