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Hydrogen and steam distribution following a small-break LOCA in large dry containment
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作者 DENG Jian CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2007年第3期181-185,共5页
The hydrogen deflagration is one of the major risk contributors to threaten the integrity of the containment in a nuclear power plant, and hydrogen control in the case of severe accidents is required by nuclear regula... The hydrogen deflagration is one of the major risk contributors to threaten the integrity of the containment in a nuclear power plant, and hydrogen control in the case of severe accidents is required by nuclear regulations. Based on the large dry containment model developed with the integral severe-accident analysis tool, a small-break loss-of-coolant-accident (LOCA) without HPI, LPI, AFW and containment sprays, leading to the core degradation and large hydrogen generation, is calculated. Hydrogen and steam distribution in containment compartments is investi- gated. The analysis results show that significant hydrogen deflagration risk exits in the reactor coolant pump (RCP) compartment and the cavity during the early period, if no actions are taken to mitigate the effects of hydrogen accu- mulation. 展开更多
关键词 氢蒸发 严重事故 氢分布 小破口事故
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上空腔小破口失水事故模拟实验 被引量:8
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作者 博金海 姜胜耀 +3 位作者 姚梅生 佟允宪 张佑杰 吴少融 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期57-60,共4页
文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。
关键词 核供热 失水 事故 小破口
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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 被引量:4
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作者 乔雪冬 王昆鹏 +4 位作者 靖剑平 孙微 安捷铷 贾斌 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期306-313,共8页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 直接注入管线 小破口失水事故
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稳压器汽腔小破口失水事故的模拟 被引量:3
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作者 朱瑞安 臧希年 曹小一 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期144-148,共5页
在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比... 在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。 展开更多
关键词 模拟器 稳压器 核电站 冷却剂丧失
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小型堆破口失水事故初步研究 被引量:4
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作者 杨江 林支康 +3 位作者 卢向晖 沈永刚 郑向阳 詹佳硕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页
为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。 展开更多
关键词 小型堆 非能动安全注入系统 破口失水事故
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小破口失水事故处理中人员的行为可靠性分析 被引量:2
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作者 张炯 陈生林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第4期14-17,共4页
通过分析核电厂小破口失水事故(SBLOCA)处理过程中运行人员的行为可靠性,对主控室设计的人因工程特性作了分析评价。同时还根据分析结果提出了进一步提高运行人员行为可靠性的建议。
关键词 失水 事故 人员行为 可靠性 小破口
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TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用 被引量:2
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作者 乔雪冬 毕金生 +4 位作者 孙微 靖剑平 王昆鹏 张春明 贾斌 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第6期1026-1032,共7页
本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、破口流量的变化和安注系统的投入情况,将计算结果与CATHARE程序的计算结果进行对比、分析和讨论,两程序... 本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、破口流量的变化和安注系统的投入情况,将计算结果与CATHARE程序的计算结果进行对比、分析和讨论,两程序计算结果在趋势上较符合,验证了TRACE程序在计算小破口事故的准确性。 展开更多
关键词 小破口 TRACE 先进压水堆 失水事故
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倾斜条件对海上小型堆LOCA事故的影响研究 被引量:2
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作者 曹志伟 刘建昌 +3 位作者 肖红 杨江 卢向晖 田文喜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期118-123,共6页
基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM,建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型,模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明,事故发生后,系统主要热工水力... 基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM,建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型,模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明,事故发生后,系统主要热工水力参数受纵向倾斜影响较小,受横向倾斜影响较为显著,且存在陡边效应;发生较大角度的横向倾斜时,一回路冷却剂在重力的作用下重新分布,导致堆芯水位显著降低,燃料包壳峰值温度相较于非倾斜条件下升高约520℃。 展开更多
关键词 倾斜条件 海上小型堆 直流蒸汽发生器 破口失水事故
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小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究 被引量:3
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作者 金远 蒋孝蔚 +4 位作者 邓坚 刘余 毕树茂 朱大欢 杨帆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第2期189-192,共4页
为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。 展开更多
关键词 先进压水堆 耦合 小破口失水事故
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