李金才

作品数：18被引量：31H指数：3
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发文主题：核供热堆堆芯事故分析供热堆核供热更多>>
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发文期刊：《原子能科学技术》《清华大学学报（自然科学版）》《核科学与工程》《核动力工程》更多>>
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小型核供热堆负荷跟踪瞬态和反应性事故过程稳压特性及其稳定性研究被引量：2
《核动力工程》2016年第4期142-147,共6页谢菲 李金才 解衡 
以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中...
关键词：核供热堆 负荷跟踪 稳定性 
上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响
《原子能科学技术》2015年第B05期327-331,共5页谢菲 陈志鹏 李金才 解衡 
以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负...
关键词：一体化自然循环核供热堆 气空间 事故分析 
池式反应堆剩余发热长期冷却分析被引量：2
《核科学与工程》2002年第3期204-209,共6页王岩 石琦 陈晓明 李金才 周志伟 
对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与R...
关键词：池式反应堆 剩余发热 长期冷却 剩余裂变功率 中子动力学 停堆 堆芯 水池传热 剩余衰变功率 
板状燃料堆芯流道阻塞事故分析被引量：13
《原子能科学技术》2002年第1期76-79,共4页李健全 陈晓明 李金才 
应用RETRAN 0 2程序 ,结合一堆芯流道阻塞典型模型 ,计算了板状燃料堆芯发生流道阻塞事故时诸热工水力参数的瞬态变化 ,分析了事故工况下的物理过程 。
关键词：板状燃料 流道阻塞 RETRAN-02程序 事故分析 堆芯 冷却剂 核反应堆 热工水力特征 
NHR 5负荷自跟随特性与机理的分析
《核动力工程》1999年第5期385-388,共4页张达芳 汪嘉旻 李金才 
用带有高过冷沸腾模型的ＲＥＴＲＡＮ０２ 程序对５ ＭＷ 核供热堆（ ＮＨＲ５） 负荷增加５０ ％ 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析， 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加３０ ％ 和失去全部负荷两种工...
关键词：供热堆 负荷自跟随 反应性反馈 机理 
5MW 核供热堆高欠热沸腾的特性研究被引量：1
《清华大学学报（自然科学版）》1998年第4期10-13,共4页张达芳 李金才 
国家"八五"科技攻关项目
通过在子通道分析程序ＣＯＢＲＡ－ⅢＣ／ＭＩＴ２中引入能够计算高欠热沸腾区空泡份额的Ｂｏｗｒｉｎｇ模型，定量验证了５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）功率运行时高欠热空泡的存在，且额定工况下堆芯平均空泡率为１．０６×１０－２，...
关键词：供热堆 高欠热沸腾 子通道分析 动态过程分析 
TRAC-PF1程序简介及其移植
《核科学与工程》1997年第3期215-219,共5页严育华 高祖瑛 高承 李金才 
ＴＲＡＣ－ＰＦ１程序是压水堆系统安全分析的最佳估算程序［１］。它采用两流体模型处理两相流动，是目前核反应堆系统分析软件中模型比较完善、简化较少的少数软件之一。为了充分利用国外这一先进的系统软件和国内现有的计算设备，将...
关键词：程序 NOS/VE系统 压水堆 热工水力计算 
COBRAⅢC／MIT－2程序的改进及其在高通量研究堆中的应用被引量：3
《核科学与工程》1996年第1期35-41,共7页李金才 王平 
将堆芯子通道热工水力分析程序ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充，使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２，对日本板状元件高...
关键词：COBRA Ⅲ C/MIT-2 子通道分析 高通量研究堆 临界热流 
200MW核供热堆的固有安全性被引量：1
《核动力工程》1993年第3期227-231,255,共6页张作义 高祖瑛 王彦生 李金才 
本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51....
关键词：供热堆 固有安全性 事故分析 安全 
自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳定性研究被引量：1
《中国核科技报告》1992年第1期206-213,共8页张作义 高祖瑛 李金才 王彦生 
对于自然循环低温核供热堆的压水运行工况,在发生丧失全部热阱ATWS事故时,由于功率下降滞后于流量下降,反应堆在事故过程中可能进入低干度两相流不稳定区,堆功率及流量出现较大幅度的振动。本文针对这一现象,分析了物理机制及参数影响,...
关键词：堆芯 事故过程 两相流稳定性 低温核供热堆 自然循环 上空腔 密度波不稳定性 运行工况 下降段 口过 
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