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海洋核动力平台堆芯子通道分析
被引量：
6
1
作者
宋仕钊
刘兴民
+2 位作者
郭春秋
陈耀元
周盛
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第12期2165-2169,共5页
针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算...
针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。
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关键词
最小
烧毁
比
COBRA程序
海洋核动力平台
子通道
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职称材料
主蒸汽管道断裂事故分析
被引量：
4
2
作者
沈才芬
张虹
刘昌文
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1999年第4期326-328,共3页
在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明...
在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明：在主蒸汽管道断裂事故过程中，即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）
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关键词
主蒸汽管道
断裂事故
换料
最小
烧毁
比
核电站
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职称材料
核反应堆最小烧毁比计算的新方法
3
作者
郑映烽
蔡章生
陈玲
《海军工程大学学报》
CAS
2003年第6期64-65,74,共3页
用传统算法求得最小烧毁比的值总是大于实际值,使计算结果偏于危险.根据实验测量的实际情况提出了一个新的算法,克服了上述缺点,这对反应堆热工设计与安全分析都有重要的意义.
关键词
核反应堆
最小
烧毁
比
临界热流密度
安全分析
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职称材料
题名
海洋核动力平台堆芯子通道分析
被引量：
6
1
作者
宋仕钊
刘兴民
郭春秋
陈耀元
周盛
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
中船重工第
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第12期2165-2169,共5页
文摘
针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。
关键词
最小
烧毁
比
COBRA程序
海洋核动力平台
子通道
Keywords
DNBR
COBRA code
marine nuclear power platform
sub-channel
分类号
TL33 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
主蒸汽管道断裂事故分析
被引量：
4
2
作者
沈才芬
张虹
刘昌文
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1999年第4期326-328,共3页
文摘
在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明：在主蒸汽管道断裂事故过程中，即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）
关键词
主蒸汽管道
断裂事故
换料
最小
烧毁
比
核电站
Keywords
Major steam line Break accident Reload Minimum departure from nucleate boiling ratio
分类号
TL353.11 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
核反应堆最小烧毁比计算的新方法
3
作者
郑映烽
蔡章生
陈玲
机构
海军工程大学动力工程学院
出处
《海军工程大学学报》
CAS
2003年第6期64-65,74,共3页
文摘
用传统算法求得最小烧毁比的值总是大于实际值,使计算结果偏于危险.根据实验测量的实际情况提出了一个新的算法,克服了上述缺点,这对反应堆热工设计与安全分析都有重要的意义.
关键词
核反应堆
最小
烧毁
比
临界热流密度
安全分析
Keywords
DNBR_(min)
critical heat flux density
safety analysis
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
海洋核动力平台堆芯子通道分析
宋仕钊
刘兴民
郭春秋
陈耀元
周盛
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016
6
下载PDF
职称材料
2
主蒸汽管道断裂事故分析
沈才芬
张虹
刘昌文
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1999
4
下载PDF
职称材料
3
核反应堆最小烧毁比计算的新方法
郑映烽
蔡章生
陈玲
《海军工程大学学报》
CAS
2003
0
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职称材料
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