郑尧瑶

作品数:6被引量:8H指数:2
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发文主题:AP1000核电厂PSA给水失主更多>>
发文领域:核科学技术电气工程更多>>
发文期刊:《核电工程与技术》《原子能科学技术》《中国新技术新产品》《核技术》更多>>
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对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正被引量:1
《原子能科学技术》2014年第5期861-866,共6页樊普 郑尧瑶 
由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估:1)采用均相流和分相流...
关键词:NOTRUMP—AP600 非能动核电厂 动量通量 
AP1000核电厂严重事故管理导则的建立被引量:2
《科技创新与应用》2012年第09Z期6-7,共2页郑尧瑶 
AP1000核电厂严重事故管理导则(SAMG)的范围主要针对重要的堆芯损伤事故,为操纵员选择合适的严重事故管理操作提供指导。AP1000核电厂应依据AP1000严重事故管理导则框架、AP1000概率风险评价(PRA)和导则开发过程中的相关研究,开发和建...
关键词:事故管理 框架 建立 
反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析被引量:1
《中国新技术新产品》2012年第17期16-16,共1页郑尧瑶 
主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂(RCS)低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LO...
关键词:AP1000 安全分析 卡转子 厂外电 
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 
秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议被引量:2
《核技术》2010年第2期92-97,共6页杨萍 周全福 陈松 王喆 方立凯 刘鑫 胡承香 郑尧瑶 柯晓 詹文辉 
本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。
关键词:EOP ERG 计算验证 优化 
LOCA后降温降压计算分析
《核电工程与技术》2005年第1期10-14,共5页郑尧瑶 周全福 
本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3,对LOCA事故下实施反应堆冷却荆系统降温降压进行计算分析,并验证秦山现有规程中各步骤的条件和热工水力参数。计算中采取了新的方法控制降温降压速率,并通过增加一条虚拟回路,成功地模拟...
关键词:秦山核电厂 反应堆冷却剂系统 LOCA 降温速率 降压速率 计算分析 热工水力参数 
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