堆芯冷却

作品数：43被引量：84H指数：4
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相关机构：中国核动力研究设计院中国原子能科学研究院北京广利核系统工程有限公司哈尔滨工程大学更多>>
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不凝性气体对蒸汽发生器冷凝回流传热特性影响模拟研究
《核电子学与探测技术》2024年第5期864-870,共7页徐慧波 王振营 石艳明 
核电安全监控技术与装备国家重点实验室开放课题(K-A2019.414)资助。
为研究不凝性气体对蒸汽发生器冷凝回流传热特性的影响,采用计算流体动力学方法,基于扩散平衡模型和湍流模型对蒸汽发生器U形管进行建模及数值模拟计算。计算结果表明,不凝性气体的含量对冷凝回流传热有明显影响,仅2%的不凝性气体含量...
关键词：冷凝回流 相间传质 数值模拟 堆芯冷却 不凝性气体 
摇摆条件下棒束通道内超临界水流动传热特性
《南京航空航天大学学报》2022年第4期623-634,共12页李鑫 谢公南 
高等学校学科创新引智计划(B18041);深圳市科创委基础研究项目(NJCYJ20170306155153048)。
针对核动力舰艇航行时可能发生的摇摆运动情况,本文采用数值模拟方法探究海洋摇摆运动条件下超临界水冷堆(Supercritical-water-cooled reactor,SCWR)堆芯冷却通道内超临界水湍流流动与传热特性,揭示海洋摇摆运动对通道内瞬时及时均换...
关键词：核动力舰船 超临界水冷堆 堆芯冷却 摇摆运动 湍流流动传热 
ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究被引量：1
《核动力工程》2021年第5期64-70,共7页刘宇生 许超 吴鹏 王楠 李振啸 
国家科技重大专项核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发(2019ZX06005001)。
为研究先进非能动(AP)型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)开展了非能动余热排出(PRHR)管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果...
关键词：小破口失水事故(SBLOCA) 先进堆芯冷却机理整体试验台架(ACME)台架 整体效应试验 PRHR管线 
事故工况下堆芯冷却控制功能分析
《设备管理与维修》2021年第14期54-56,共3页李连海 
随着事故进程的发展,堆芯冷却会出现相应变化,可以归结为堆芯冷却恶化、堆芯冷却不足和堆芯冷却饱和。针对3种工况,征兆导向事故规程给出了控制响应要点,按照响应能够确保机组安全。
关键词：征兆导向 堆芯冷却 响应控制 
熔融物堆芯冷却滞留特性研究被引量：1
《核动力工程》2020年第5期193-196,共4页宋建 向清安 邓坚 余红星 杜娟 毕金生 
以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯...
关键词：模块式小型堆 严重事故 熔融物堆芯滞留 堆腔注水系统 
ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究被引量：1
《核动力工程》2019年第6期183-188,共6页张舒 邱志方 张晓华 陈宏霞 方红宇 
针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重...
关键词：ACP600 主蒸汽管道破裂 反应性控制 堆芯冷却 停运主泵 
SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估被引量：6
《应用科技》2019年第5期80-87,共8页卢霞 匡波 孔浩铮 刘鹏飞 
为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用...
关键词：大型非能动先进压水堆 小破口失水事故 现象过程识别与排序表 分级双向比例模化 整体试验台架 先进堆芯冷却机理实验 比例模化分析 Relap5程序计算 
“华龙一号”压力容器的设计改进和优化被引量：2
《核安全》2019年第1期58-65,共8页许利民 
"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,...
关键词：华龙一号 压力容器 一体化堆顶 堆芯冷却监测:设计改进和优化 
“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计被引量：1
《核动力工程》2018年第5期154-158,共5页何正熙 何鹏 陈学坤 徐涛 
"华龙一号"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设...
关键词：三代核电 堆芯冷却监测 事故后监测 
CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析被引量：2
《核安全》2018年第2期31-37,共7页焦振营 张建文 于枫婉 王振营 
CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象...
关键词：全厂失电 重力补水 液泛 维修冷停堆 堆芯冷却 
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