您的位置: 专家智库 > >

国家重点基础研究发展计划(2009CB724301)

作品数:27 被引量:66H指数:4
相关作者:曹学武佟立丽黄高峰李京喜陶俊更多>>
相关机构:上海交通大学上海电力学院更多>>
发文基金:国家重点基础研究发展计划国家自然科学基金国际热核聚变实验堆计划更多>>
相关领域:核科学技术电气工程自动化与计算机技术金属学及工艺更多>>

文献类型

  • 27篇期刊文章
  • 2篇会议论文
  • 1篇学位论文

领域

  • 24篇核科学技术
  • 3篇电气工程
  • 2篇机械工程
  • 2篇自动化与计算...
  • 1篇金属学及工艺

主题

  • 12篇严重事故
  • 8篇核电厂
  • 7篇电厂
  • 7篇核电
  • 4篇水堆
  • 4篇裂变产物
  • 4篇AP1000
  • 3篇压水堆
  • 3篇失水事故
  • 3篇始发
  • 3篇反应堆
  • 3篇放射性后果
  • 2篇压水堆核电厂
  • 2篇一回路
  • 2篇蚁群
  • 2篇蚁群算法
  • 2篇实验回路
  • 2篇气溶胶
  • 2篇全厂断电
  • 2篇全厂断电事故

机构

  • 25篇上海交通大学
  • 1篇上海电力学院

作者

  • 22篇曹学武
  • 15篇佟立丽
  • 8篇黄高峰
  • 6篇李京喜
  • 3篇苑景田
  • 3篇陶俊
  • 2篇蒋丹
  • 2篇邓坚
  • 2篇袁凯
  • 2篇侯斌
  • 1篇郭丁情
  • 1篇卢放
  • 1篇曲艳峰
  • 1篇莫小锦
  • 1篇邹杰
  • 1篇张琨
  • 1篇顾培文
  • 1篇郑啸宇
  • 1篇鲍依兰
  • 1篇邵舸

传媒

  • 10篇原子能科学技...
  • 5篇核动力工程
  • 4篇Nuclea...
  • 3篇科技导报
  • 3篇核科学与工程
  • 1篇东华大学学报...
  • 1篇计算机工程

年份

  • 1篇2016
  • 2篇2014
  • 1篇2013
  • 5篇2012
  • 6篇2011
  • 7篇2010
  • 8篇2009
27 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究被引量:4
2009年
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
黄高峰李京喜曹学武
关键词:AP1000小破口失水事故严重事故
Core cooling in pressurized-water reactor during water injection被引量:2
2011年
In this paper,the reactor core cooling and its melt progression terminating is evaluated,and the initiation criterion for reactor cavity flooding during water injection is determined.The core cooling in pressurized-water reactor of severe accident is simulated with the thermal hydraulic and severe accident code of SCDAP/RELAP5.The results show that the core melt progression is terminated by water injection,before the core debris has formed at bottom of core,and the initiation of reactor cavity flooding is indicated by the core exit temperature.
TAO Jun LI Jingxi TONG Lili CAO Xuewu
关键词:压水反应堆堆芯冷却严重事故热工水力堆芯熔化
面向复杂机电产品的管路布局优化方法研究
发动机、核主泵等复杂机电产品结构复杂、零部件种类繁多,有大量管路负责运输燃料、液压油以及润滑液等液体或气体,实现产品运行、控制及操纵等功能。这些管路层叠交错、形状复杂,有直管、弯管,分支管等多种类型。管路的合理布局及优化...
曲艳峰
文献传递
核电厂一回路系统模拟实验设计与分析
研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishi...
侯斌苑景田曹学武
关键词:实验回路
文献传递
核电厂一回路系统模拟实验设计与分析
2010年
研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。
侯斌苑景田曹学武
关键词:实验回路
电站凝汽器管板设计及其自动生成被引量:1
2010年
基于几何约束数学方法对电站设备进行系统分析,其凝汽器管板设计采用参数化技术,在AutoCAD与VB的支持下实现交互自动生成系统.对凝汽器管板排管进行分析整理形成分析参数,并利用计算方法优化参数.利用VB设计绘图界面并与参数数据无缝连接,形成管束布管形式,输出AutoCAD脚本程序文件,导入AutoCAD软件自动输出管束排布图形,大大提高凝汽器管板设计的效率和质量.
李彦伟蒋丹
关键词:电站设备参数优化自动化设计
LOCA下喷放水流对周围仪表仪器的影响分析
2011年
在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周围的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果。本文以900 MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力。分析结果表明,以激波作为分界线,在激波形成前的仪表仪器将受到强冲击力,而在激波形成后冲击力对仪表仪器的影响可以忽略。
顾培文陶俊曹学武佟立丽
关键词:激波
Effect of water injection on hydrogen generation during severe accident in PWR
2009年
Effect of water injection on hydrogen generation during severe accident in a 1000 MWe pressurized water reactor was studied. The analyses were carried out with different water injection rates at different core damage stages. The core can be quenched and accident progression can be terminated by water injection at the time before cohesive core debris is formed at lower core region. Hydrogen generation rate decreases with water injection into the core at the peak core temperature of 1700 K, because the core is quenched and reflooded quickly. The water injection at the peak core temperature of 1900 K, the hydrogen generation rate increases at low injection rates of the water, as the core is quenched slowly and the core remains in uncovered condition at high temperatures for a longer time than the situation of high injection rate. At peak core temperature of 2100–2300 K, the Hydrogen generation rate increases by water injection because of the steam serving to the high temperature steam-starved core. Hydrogen generation rate increases significantly after water injection into the core at peak core temperature of 2500 K because of the steam serving to the relocating Zr-U-O mixture. Almost no hydrogen generation can be seen in base case after formation of the molten pool at the lower core region. However, hydrogen is generated if water is injected into the molten pool, because steam serves to the crust supporting the molten pool. Reactor coolant system (RCS) depressurization by opening power operated relief valves has important effect on hydrogen generation. Special attention should be paid to hydrogen generation enhancement caused by RCS depressurization.
TAO Jun CAO Xuewu
关键词:PWR核技术RCS
Effect of hydrogen combustion in the primary pump compartment被引量:3
2012年
Hydrogen combustion in a nuclear power plant may threaten the integrity of some important systems and components.In this paper,the effect of hydrogen combustion in the primary pump compartment is analyzed by different initial hydrogen concentration and igniter locations using Computational Fluid Dynamics method.The results show that the combustion is confined to a limited area without pump damage at about 6.6%hydrogen volume fraction.Once igniting the hydrogen,the combustion affects the whole compartment at the 12%hydrogen volume fraction.The stress caused by the great temperature gradient or high temperature may damage the primary pump. Igniters at the lower location accelerate the combustion process and cause a threat to the pump integrity.
LI JingxiTONG LiliCAO Xuewu
关键词:泵舱体积分数温度梯度燃烧过程
AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究被引量:4
2012年
AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。并且着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。
莫小锦佟立丽曹学武
关键词:非能动余热排出系统事故分析AP1000
共3页<123>
聚类工具0