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OASIS程序的开发与应用
被引量：
10
1
作者
杨红义
徐銤
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2001年第4期322-325,340,共5页
全面描述了对来自法国原子能委员会 (简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作 ,并在此基础上介绍了该程序在中国实验快堆 (ChinaExperimentalFastReactor,简称CEFR)初步安全分析报告中对主给水管道断裂事故的分析计算。
关键词
OASIS程序
系统安全分析
快堆
事故分析
双端断裂
断裂事故
主给水管道
下载PDF
职称材料
聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析
被引量：
1
2
作者
喻章程
解衡
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第7期1200-1205,共6页
将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层...
将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11s,为938.2K;第2次峰值温度发生在约50s,为608.7K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。
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关键词
聚变-裂变混合堆
PXS
RELAP5
双端剪切断裂大破口失水事故
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职称材料
题名
OASIS程序的开发与应用
被引量：
10
1
作者
杨红义
徐銤
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2001年第4期322-325,340,共5页
文摘
全面描述了对来自法国原子能委员会 (简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作 ,并在此基础上介绍了该程序在中国实验快堆 (ChinaExperimentalFastReactor,简称CEFR)初步安全分析报告中对主给水管道断裂事故的分析计算。
关键词
OASIS程序
系统安全分析
快堆
事故分析
双端断裂
断裂事故
主给水管道
Keywords
OASIS
system
safety
analysis
fast
reactor
accident
analysis
double
ended
rupture
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
TP319 [自动化与计算机技术—计算机软件与理论]
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职称材料
题名
聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析
被引量：
1
2
作者
喻章程
解衡
机构
清华大学核能与新能源技术研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第7期1200-1205,共6页
基金
国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项资助项目(2012GB106006)
文摘
将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11s,为938.2K;第2次峰值温度发生在约50s,为608.7K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。
关键词
聚变-裂变混合堆
PXS
RELAP5
双端剪切断裂大破口失水事故
Keywords
fusion-fission
hybrid
reactor
PXS
RELAPS
double
ended
rupture
LBLOCA
分类号
TM623.9 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
OASIS程序的开发与应用
杨红义
徐銤
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2001
10
下载PDF
职称材料
2
聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析
喻章程
解衡
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
1
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职称材料
已选择
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引证文献
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