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大型压水堆燃料组件错装载临界事故模拟解析 被引量:1
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作者 攸国顺 李铁萍 +1 位作者 韩向臻 王喆 《核电子学与探测技术》 北大核心 2017年第11期1085-1088,共4页
燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基... 燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基于对在线核心监测系统监测意外负荷能力的肯定,大多数错装载事故可以通过在线监测系统的堆芯监测功能检测出来。针对检测不到的组件错装载事故工况,模拟计算得到最大核焓升因子FΔH为1.66,在安全限值要求范围内。 展开更多
关键词 大型压水堆 临界安全 事故解析
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燃耗信任制分析方法在乏燃料装卸与贮存系统中的应用 被引量:3
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作者 攸国顺 张春明 《核安全》 2011年第4期71-76,共6页
介绍了在乏燃料系统中应用燃耗信任制分析方法的一般过程。提出了对验证所使用计算程序的要求。阐述了燃耗信任制分析过程中的包络性原则与保守性原则。
关键词 燃耗信任制 乏燃料 敏感性分析 包络性 保守性
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基于MC方法的小型压水堆全堆计算分析
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作者 攸国顺 李铁萍 +4 位作者 韩向臻 兰兵 黄旭阳 温爽 刘锐 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第9期927-929,共3页
使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:M... 使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。 展开更多
关键词 堆芯反应性 径向功率分布 轴向功率分布 蒙特卡罗方法
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基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析
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作者 攸国顺 李铁萍 +3 位作者 韩向臻 王喆 兰兵 黄旭阳 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第11期1117-1121,共5页
RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水... RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。 展开更多
关键词 乏燃料水池 临界安全 事故分析
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固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究 被引量:6
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作者 王昆鹏 左嘉旭 +3 位作者 靖剑平 攸国顺 张大林 刘利民 《科学技术与工程》 北大核心 2016年第3期179-182,共4页
钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对... 钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 安全评审 关键安全限值
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一种测量缓发中子有效份额β_(eff)的方法 被引量:3
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作者 朱庆福 史永谦 +5 位作者 罗皇达 张巍 刘宏伟 攸国顺 周琦 陈桂美 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第6期650-653,共4页
本工作通过实验与理论计算相结合,给出了测定缓发中子有效份额βeff的新方法。用实验方法确定反应堆临界状态,并测量次临界状态时以βeff为单位的次临界反应性,应用理论程序计算临界时的中子有效增殖因数keff,确定keff的计算偏差,然后... 本工作通过实验与理论计算相结合,给出了测定缓发中子有效份额βeff的新方法。用实验方法确定反应堆临界状态,并测量次临界状态时以βeff为单位的次临界反应性,应用理论程序计算临界时的中子有效增殖因数keff,确定keff的计算偏差,然后理论计算次临界状态下的keff,并用确定keff的计算偏差对次临界状态下计算的keff进行修正,给出次临界状态的反应性。将实验测量结果与理论计算结果相比较,从而给出βeff。这种方法由于是实验确定的反应堆状态,因此,按实验结果计算的keff与理论描述反应堆状态的计算模型关系不大。分析表明,βeff测量结果的精度高于以往测量方法的精度。 展开更多
关键词 缓发中子有效份额βeff 以βeff为单位的次临界反应性 绝对反应性
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基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析 被引量:2
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作者 潘昕怿 兰兵 +4 位作者 韩向臻 胡文超 攸国顺 王昆鹏 张春明 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期138-142,共5页
基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯... 基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。 展开更多
关键词 多群核数据 随机抽样 协方差矩阵 不确定性
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全球研究堆的主要用途及发展趋势研究 被引量:1
8
作者 王昆鹏 张春明 +3 位作者 攸国顺 韩向臻 郑继业 周克峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期413-418,共6页
研究堆是一个复杂的核设施,它可以应用到核物理和粒子物理学、放射化学、活化分析、材料科学、核能和核医学等基础和应用研究领域。研究堆还是生产高科技产品的有力工具,例如放射性同位素、微电子学中辐射改性材料、空间技术和其他先进... 研究堆是一个复杂的核设施,它可以应用到核物理和粒子物理学、放射化学、活化分析、材料科学、核能和核医学等基础和应用研究领域。研究堆还是生产高科技产品的有力工具,例如放射性同位素、微电子学中辐射改性材料、空间技术和其他先进技术领域。研究堆还可以用来测试核反应堆的燃料以及进行辐射电阻等新材料的研究。基于强中子源、伽马、中微子和其他类型的辐照应用方面,研究堆发挥着不可替代的作用。另外,很多研究堆都建在大学或专门的研究机构,因此研究堆在培养核工程和核技术学生以及电站操作人员方面也发挥着作用。 展开更多
关键词 研究堆 用途 世界各国 全球
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TRISO燃料钍基熔盐堆核设计分析程序适用性分析 被引量:1
9
作者 王昆鹏 攸国顺 +4 位作者 左嘉旭 靖剑平 乔雪冬 刘瑞桓 王京 《核安全》 2015年第4期42-47,共6页
固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了... 固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象,并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序,总结了这些程序的特点,并给出了相应的结论。 展开更多
关键词 固态燃料钍基熔盐堆 核设计分析程序 双重不均匀性
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中子扩散方程三棱柱节块解析基函数展开方法的应用
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作者 王昆鹏 吴宏春 +4 位作者 曹良志 赵传奇 张春明 靖剑平 攸国顺 《中国科技论文》 CAS 北大核心 2015年第23期2774-2778,共5页
将中子通量密度在三棱柱节块内用一组完全满足中子扩散方程的解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩阵和一次矩阵进行耦合,从而获得了中子扩散方程的解析基函数展开方法。基于此方法,研制了TABFEN程序,并将此程序应用到复杂几何... 将中子通量密度在三棱柱节块内用一组完全满足中子扩散方程的解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩阵和一次矩阵进行耦合,从而获得了中子扩散方程的解析基函数展开方法。基于此方法,研制了TABFEN程序,并将此程序应用到复杂几何中子扩散方程的求解当中。另外,中子共轭方程是表征中子价值守恒的方程,通过数值推导,可以将共轭中子扩散方程写成形如中子扩散方程的矩阵形式,进而可以通过解析基函数展开方法求解,在求解的过程中,采用从低能群到高能群的扫描方式以提高计算效率。为了验证该方法的可行性,选取了一系列问题进行测试,并将计算结果和细网差分程序CITATION及参考解对比,结果表明,该方法计算精度较高,切实可行。 展开更多
关键词 中子物理学 解析基函数展开方法 任意三棱柱节块 中子通量密度 复杂几何
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考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证
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作者 兰兵 潘昕怿 +3 位作者 石兴伟 陈海英 攸国顺 张春明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期881-885,共5页
在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项... 在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。 展开更多
关键词 节块法 角点不连续因子 精细功率重构
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截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析
12
作者 韩向臻 王喆 +3 位作者 攸国顺 王昆鹏 兰兵 黄旭阳 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第6期578-581,共4页
基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事... 基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。 展开更多
关键词 小型堆 乏燃料水池 临界安全 事故分析
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基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析
13
作者 韩向臻 攸国顺 +3 位作者 潘昕怿 冯进军 王昆鹏 兰兵 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第4期408-411,共4页
基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反... 基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。 展开更多
关键词 乏燃料水池 临界安全 事故分析
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功率变化与反应性不匹配现象研究
14
作者 辛锋 攸国顺 张春明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期8-10,共3页
在压水堆主蒸汽管道断裂(MSLB)事故分析中存在反应堆功率变化与反应性不匹配的现象。利用点堆动力学方程证实传统的"倒时方程"不能有效描述此类现象,并分析反应堆功率变化与反应性不匹配的原因。在考虑动态反应性的周期方程... 在压水堆主蒸汽管道断裂(MSLB)事故分析中存在反应堆功率变化与反应性不匹配的现象。利用点堆动力学方程证实传统的"倒时方程"不能有效描述此类现象,并分析反应堆功率变化与反应性不匹配的原因。在考虑动态反应性的周期方程中出现反应性导数项后,能很好地描述功率变化与反应性不匹配物理现象,并揭示其物理内涵。 展开更多
关键词 反应堆周期 反应性 倒时方程 主蒸汽管道断裂
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环状燃料堆物理特性及安全性简介
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作者 攸国顺 郑继业 《中国科技信息》 2012年第18期54-54,共1页
为满足高功率密度反应堆堆芯设计要求,内外壁同时冷却的环状燃料日益得到重视。环状燃料在有效提高燃料冷却效果的同时,对燃料本身的加工制造、反应堆堆芯燃料管理设计、反应堆安全分析等都提出了新的要求。本文针对应用于压水堆环状燃... 为满足高功率密度反应堆堆芯设计要求,内外壁同时冷却的环状燃料日益得到重视。环状燃料在有效提高燃料冷却效果的同时,对燃料本身的加工制造、反应堆堆芯燃料管理设计、反应堆安全分析等都提出了新的要求。本文针对应用于压水堆环状燃料的堆物理特性及安全性进行概括性介绍。 展开更多
关键词 环状燃料 初始富集度 最小偏离泡核沸腾比 事故分析
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基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析 被引量:1
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作者 王昆鹏 韩向臻 +3 位作者 黄旭阳 兰兵 攸国顺 周如君 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第2期279-286,共8页
本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比... 本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比了单通道和多通道两种水力通道划分结果,还进行了两束控制棒同时弹出试验。结果显示单束控制棒弹出时最中心的AO棒弹出后果最严重,引起的核功率峰值最大,但燃料中心和包壳温度都未超规定值。单通道与多通道相比,由于其燃料温度较低,多普勒效应则相对较弱,弹棒位置处归一化温度分布越低弹棒价值则显示越大。选取的两束棒同时弹出时虽然引入的正反应性较大,压力的变化较为剧烈,对一回路系统易产生冲击,但由于棒分布在堆芯外围从而其引起的温度和压力变化峰值仍在可接受范围,但温度和压力结果也都在可接受范围。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 弹棒事故 物理热工耦合
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第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计 被引量:4
17
作者 韩向臻 攸国顺 孙微 《中国科技信息》 2013年第3期50-50,53,共2页
AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的... AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。 展开更多
关键词 堆芯核设计 燃料组件 燃料管理
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华龙一号燃料组件错装载事故计算分析
18
作者 王昆鹏 赵传奇 +3 位作者 宋维 攸国顺 冯进军 《科学技术与工程》 北大核心 2020年第22期9011-9016,共6页
基于华龙一号的堆芯设计参数,采用SCIENCE V2程序进行了堆芯装载方案的建模,同时计算分析了富集度相同的燃料组件、富集度不同的燃料组件两种类型共计20个燃料错装载的方案。计算结果表明,华龙一号堆芯燃料管理设计的各种错装载方案中,... 基于华龙一号的堆芯设计参数,采用SCIENCE V2程序进行了堆芯装载方案的建模,同时计算分析了富集度相同的燃料组件、富集度不同的燃料组件两种类型共计20个燃料错装载的方案。计算结果表明,华龙一号堆芯燃料管理设计的各种错装载方案中,大多数在做启动物理试验的堆芯功率分布测量时能被发现,重新检查装料方案并更正,即可排除事故;未被发现的错装载方案中,绝大多数的焓升因子仍满足设计限值,不影响核电厂的运行安全;仅有个别的错装载方案,未被发现且焓升因子超过设计限值,但在正常运行工况下,满足相应的安全限制准则,且安全裕量较大。 展开更多
关键词 华龙一号 燃料错装载事故 堆芯装载方案
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多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响 被引量:4
19
作者 潘昕怿 兰兵 +2 位作者 张春明 靖剑平 攸国顺 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期58-64,共7页
核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一。基于所需抽样核数据的协方差矩阵开发了随机抽样模块(Stochastic Sampling,SAMP),在此基础上利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)软... 核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一。基于所需抽样核数据的协方差矩阵开发了随机抽样模块(Stochastic Sampling,SAMP),在此基础上利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)软件包实现了混合法和随机抽样法两种不确定性分析方法,以研究多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响。以3×3假想堆芯为对象,对两种方法进行了验证,然后应用于国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)燃料管理基准题中的Almaraz核电厂首循环堆芯。分析结果表明,两种方法结果符合良好,Almaraz核电厂堆芯keff不确定性约为0.5%,堆芯径向和轴向功率的最大不确定性分别为1.9%和0.45%。 展开更多
关键词 多群核数据 不确定性 SCALE 随机抽样 协方差矩阵
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非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量:5
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作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多
关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 AP1000
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