薛峰
- 作品数：7 被引量：1H指数：1
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- 基于两流体模型的球床式反应堆系统安全分析软件的开发与验证
- 第四代核能系统国际论坛(GIF)选定了6种堆型作为第四代核能系统的优先研发对象,其中部分高温气冷堆和熔盐堆的堆芯采用了球床式堆芯的概念设计。其中部分堆型特别是球床式熔盐堆的设计仍处于概念设计阶段,其关键的物理特性以及系统...
- 冯健徐婧薛峰袁明豪
- 高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析被引量：1
- 2017年
- 为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征,基于NUREG/CR-6303的分析方法,通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性,并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法,分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值,计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况,提出了可行的改进方案。重新核算结果表明,改进方案能有效提升系统的多样性量化值。
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- 关键词：高温气冷堆多样性
- 基于两流体模型的球床式反应堆系统安全分析软件的开发与验证
- 第四代核能系统国际论坛(GIF)选定了6种堆型作为第四代核能系统的优先研发对象,其中部分高温气冷堆和熔盐堆的堆芯采用了球床式堆芯的概念设计。其中部分堆型特别是球床式熔盐堆的设计仍处于概念设计阶段,其关键的物理特性以及系统...
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- 文献传递
- 一种核电站稳压器取样管线的氢气泄漏保护系统
- 本实用新型涉及一种核电站稳压器取样管线的氢气泄漏保护系统，它包括安全壳、核岛辅助厂房、设置在所述安全壳和所述核岛辅助厂房之间的多间连接厂房、连接在所述安全壳和所述核岛辅助厂房之间且穿过所述连接厂房的取样管道、安装在所述取...
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- 文献传递
- 反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究
- 2019年
- 目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。
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- 关键词：严重事故
- 破损燃料组件修复后的物理特性分析
- 2017年
- 破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。
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- 关键词：燃料组件反应性功率
- 破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析
- 2017年
- 以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。
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- 关键词：燃料组件反应性功率
