王荣忠

作品数：7被引量：16H指数：2
导出分析报告
供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
发文主题：失水事故换料大亚湾核电站堆芯压力壳更多>>
发文领域：核科学技术电气工程更多>>
发文期刊：《核动力工程》《中国核科技报告》更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

署名顺序

  • 全部
  • 第一作者
结果分析中...
共 条 记 录，以下是1-7
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
秦山核电二期工程失水事故分析被引量：4
《核动力工程》2003年第z1期51-55,共5页王荣忠 王勇 
失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的...
关键词：失水事故 分析 MEFRA-1程序 安全注射系统 堆芯再淹没 
核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究被引量：8
《核动力工程》2002年第A02期93-98,共6页毛庆 余红星 肖忠 张毅雄 刘文进 王荣忠 徐晖 段权 
对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设...
关键词：核反应堆 地震 失水事故 结构动力分析 设计分析系统 计算软件系统 结构设计 安全 结构动力响应 
大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析被引量：2
《核动力工程》2002年第5期49-52,共4页孙吉良 王荣忠 
大亚湾核电站18个月换料的设计中,堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高,通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证,得出了在18个月换料运行方式下,堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的...
关键词：大亚湾核电站 换料时间 大破口失水事故 DRM分析方法 安全 
大亚湾核电站18个月换料的堆芯失水事故长期冷却分析研究被引量：1
《核动力工程》2002年第5期53-57,共5页王荣忠 黄代顺 
在失水事故长期冷却过程中,必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间。这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义。介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分...
关键词：大亚湾核电站 换料时间 堆芯 失水事故 长期冷却 REFLET程序 切换时间 堆芯硼结晶 反应堆 安全 
10MW 研究堆堆芯热工水力设计被引量：1
《核动力工程》1998年第4期293-296,共4页王荣忠 江光明 
简述了１０ＭＷ研究堆堆芯热工水力设计的准则、设计基础和ＣＴＳＡ程序特点。经ＣＴＳＡ程序计算得：在正常运行、运行暂态和可预期事故工况下，燃料元件表面不会发生偏离泡核沸腾，元件芯块最高温度为１１４．９５℃，小于设计限值４...
关键词：研究堆 热工水力设计 临界热流密度 
失水事故工况下堆坑压力和压力壳受力分析
《中国核科技报告》1998年第1期259-267,共9页王荣忠 李锋 
应用Catem程序分析计算秦山二期核电站在失水事故工况下堆坑内各处温度、压力随时间的变化,随后用Wformom程序分析计算作用在压力壳上的力和弯矩。秦山二期核电站是一个二环路的核动力装置,并且它的两个安注箱中的水直接注射到压力壳下...
关键词：压力壳 破口面积 受力分析 事故工况 秦山二期核电站 反应堆冷却剂系统 冷却剂管道 敏感性分析计算 研究设计 计算分析 
失水事故工况下堆坑压力和压力壳受力分析
《中国核科技报告》1997年第S1期64-64,共1页王荣忠 李锋 
应用Catem程序分析计算秦山二期核电站在失水事故工况下堆坑内各处温度、压力随时间的变化,随后用Wformom程序分析计算作用在压力壳上的力和弯矩。秦山二期核电站是一个二环路的核动力装置,并且它的两个安注箱中的水直接注射到压力壳下...
关键词：受力分析 压力壳 事故工况 秦山二期核电站 敏感性分析计算 核动力装置 研究设计 注射管 点划分 主管道 
全选清除导出
共1页<1>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部