许以全
- 作品数：19 被引量：40H指数：5
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程自动化与计算机技术更多>>
- SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述被引量：14
- 2003年
- SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。
- 苏云许以全曹学武徐济鋆
- 关键词：程序结构严重事故
- 三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析被引量：5
- 2013年
- 通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故
- 反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究
- 2017年
- 在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。
- 许以全何建东
- 关键词：承压热冲击概率安全评价
- 严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析被引量：6
- 2009年
- 核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故
- 一二级概率安全评价技术研究及其在恰希玛核电厂二期工程设计中的应用
- 严锦泉张琴芳仇永萍周全福邱忠明陈松苗富足史国宝杨萍李肇华张忞隽何建东王喆许以全
- 该项目属于核安全技术领域。概率安全评价(PSA)是一种采用概率与统计方法来定量评估核电厂严重事故发生可能性及后果的技术，在发现核电厂设计中的薄弱环节、比较不同设计方案、优化设计、提出有效方法降低核电厂严重事故风险等方面有...
- 关键词：
- 关键词：核电厂工程设计方法
- 非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统
- 本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，包括以下步骤：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；利...
- 胡跃华严锦泉许以全仇永萍李肇华詹文辉胡军涛张彬彬史国宝
- 秦山一期核电站堆芯熔化进程以及缓解措施的研究
- 采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究秦山一期核电站几个重要初因事故所导致的严重事故进程,主要的初因事故包括冷却剂丧失事故,全厂断电,蒸汽发生器传热管破裂和瞬变。并对阻止堆芯熔化进程的缓解措...
- 许以全车济尧曹学武
- 关键词：严重事故LOCA
- 文献传递
- 秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究被引量：8
- 2004年
- 采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。
- 许以全车济尧苏云曹学武
- SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述
- SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估.本文介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP...
- 苏云许以全曹学武徐济鋆
- 关键词：RELAP5程序结构严重事故
- 文献传递
- 反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析被引量：3
- 2011年
- 严重事故下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效。在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离。结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(ERVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物不能通过贯穿件失效向堆腔迁移。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故压力容器
