失流事故

作品数：31被引量：39H指数：4
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上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究
《原子能科学技术》2024年第9期1866-1875,共10页张熙司 李新宇 霍兴凯 徐李 刘一哲 薛方元 
中国原子能科学研究院“青年英才”培养基金(YC232505001406)。
钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国...
关键词：钠冷快堆 钠空泡反应性 微扰理论 MOX燃料 无保护失流事故 冷却剂沸腾 
基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析
《核技术》2024年第8期119-128,共10页王凯 杨俊康 赵鹏程 
核反应堆系统设计技术重点实验室运行基金(No.KFKT-05-FW-HT-20220014)资助~~。
子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅...
关键词：子通道程序 铅铋反应堆 失流事故 不确定性分析 灰色关联度 
快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟被引量：2
《原子能科学技术》2022年第3期475-484,共10页周磊 张大林 刘雅鹏 王式保 王心安 王成龙 田文喜 秋穗正 苏光辉 
国家自然科学基金(12075184);IAEA Coordinated Research Project(I32011)。
为验证计算流体动力学(CFD)方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆(FFTF),建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面...
关键词：快中子通量堆 失流事故 计算流体动力学 
基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟被引量：2
《原子能科学技术》2021年第8期1345-1352,共8页陆道纲 吕思宇 隋丹婷 
IAEA国际合作科研项目(RC-22973);国家自然科学基金(11705057)。
本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果...
关键词：SAC-3D 快通量试验堆 未能紧急停堆的失流事故 非能动安全 液态金属冷却快堆 
钠冷快堆系统分析程序FASYS模拟失流事故的验证与确认
《应用科技》2020年第6期63-70,共8页袁培 匡波 刘鹏飞 赵昱 侯捷名 
为了对钠冷快堆系统分析程序FASYS用于模拟失流事故的正确性与准确性进行测试,本文运用V&V(verification and validation)策略进行了验证与确认工作。分别介绍了现象识别与排序表、验证矩阵的建立过程,单元测试的实施过程,使用点堆方程...
关键词：系统分析程序 验证与确认 现象识别与排序表 验证矩阵 单元测试 分离效应 整体效应 EBR-Ⅱ 
小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析被引量：2
《原子能科学技术》2020年第11期2081-2088,共8页张一帆 刘宙宇 曹良志 郑友琦 邵一穷 
博士后创新人才支持计划资助项目(BX201700191)。
本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯...
关键词：快堆 超功率事故 失流事故 失热阱事故 
新型管式-池式钠冷快堆设计的失流事故瞬态分析
《科技视界》2020年第19期13-16,共4页卢忝余 袁光辉 张思原 王媛美 黄擎宇 
0引言本文介绍了一种新型的管式-池式钠冷快堆系统,并对该系统的失流事故做了分析计算,对缓冲池内温度分布做了简要计算,对失流事故发生后,缓冲池内出现的热分层现象、整体温度上升现象做了分析。1背景介绍国际上已建成的钠冷快堆系统...
关键词：反应堆堆芯 钠冷快堆 主循环泵 失流事故 缓冲池 瞬态分析 中间热交换器 分层现象 
CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析被引量：1
《强激光与粒子束》2019年第9期102-107,共6页胡泊 郭斯茂 王冠博 钱达志 郭玉川 余恒 
国家自然科学基金青年科学项目基金项目(11605173)
基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故...
关键词：高温高压辐照考验回路 失水事故 失流事故 中国绵阳研究堆 
基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析被引量：2
《核科学与工程》2019年第4期581-587,共7页王可 蔡杰进 任志豪 朱元兵 王婷 厉井钢 
广东省科技项目(No.2014A010106012)
CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用G...
关键词：全失流事故 系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计 
超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析被引量：1
《原子能科学技术》2019年第8期1439-1444,共6页李登伟 肖瑶 顾汉洋 
超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反...
关键词：超临界二氧化碳反应堆 模块化微型堆 失流事故 反应性引入事故 
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