徐珍

作品数：4被引量：5H指数：1
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发文主题：PSA给水失主蒸汽传热传质特性更多>>
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重水堆密集化乏燃料干式贮存设施热工安全研究被引量：1
《核动力工程》2022年第2期181-188,共8页徐珍 任冰 刘展 王喆 叶青 郭玮 
为解决秦山第三核电有限公司(简称:秦三厂)计划延寿导致乏燃料增加、已有乏燃料干式贮存模块容量不足的问题,在原有的1~6号(QM-400)乏贮模块基础上,研发了密集化乏燃料干式贮存设施(M1型乏贮模块)。与QM-400乏贮模块相比,M1型乏贮模块...
关键词：乏燃料干式贮存模块 热工安全 正常运行 事故工况 
多样化驱动系统保护功能及保护参数信号确定被引量：1
《原子能科学技术》2016年第9期1647-1652,共6页詹文辉 张彬彬 徐珍 
多样化驱动系统(DAS)为反应堆紧急停堆和驱动专设安全设施提供了与保护和安全监测系统(PMS)不同的多样化的后备。本文结合概率安全评价(PSA)分析工具,以功率运行内部事件PSA模型始发事件导致的堆芯损伤频率为度量,筛选出需要DAS提供保...
关键词：多样化驱动系统 保护功能分配 保护参数信号 
应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性被引量：1
《原子能科学技术》2013年第1期75-79,共5页徐珍 王国栋 
在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压...
关键词：安全壳比例分析 液滴 传热传质 闪蒸 
用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究被引量：2
《原子能科学技术》2010年第B09期264-268,共5页郑尧瑶 徐珍 柯晓 
极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的...
关键词：丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽 发生器传热 
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