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船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究 被引量:17
1
作者 吴斌 贾铭椿 龚军军 《海军工程大学学报》 CAS 2003年第5期87-90,共4页
对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样... 对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样处理是可靠的. 展开更多
关键词 船舶 核事故 事故源项 数学模型 快速估算法 核能
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日本小型核动力反应堆及其技术特点 被引量:11
2
作者 陈炳德 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第3期193-197,202,共6页
日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化... 日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆。其排放物活性较低,小型化、模块式结构,可直接建于城市、甚至办公大楼的地下。水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同,但一回路为全自然循环。日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见。在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。 展开更多
关键词 小型核动力 船用反应堆 小型反应堆 先进一体化船用堆
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日本改进型船用堆MRX概念设计综述 被引量:5
3
作者 汪胜国 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第3期209-217,共9页
为了发展新型船用反应堆,日本原子能研究所自1983年以来,完成了改进型船用堆的设计研究。现在提出了两种船用堆概念设计,一种是热功率为100MW的MRX堆(MarineReactorX),另一种是电功率为150kW的深... 为了发展新型船用反应堆,日本原子能研究所自1983年以来,完成了改进型船用堆的设计研究。现在提出了两种船用堆概念设计,一种是热功率为100MW的MRX堆(MarineReactorX),另一种是电功率为150kW的深海开发船用堆DRX(Deep-SeaReactorX)。其共同特点是;①一体化压水堆;②内装式控制棒驱动机构;③水淹式安全壳;④非能动衰变热导出系统。两种堆都实现了高非能动安全性和紧凑布置。本文简要介绍了MRX反应堆设计研究的主要成果。 展开更多
关键词 船用反应堆 压水堆 MRX反应堆 设计
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一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法 被引量:6
4
作者 宋英明 赵云彪 +4 位作者 李鑫祥 王珂 张泽寰 罗文 朱志超 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期355-361,共7页
本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性... 本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。 展开更多
关键词 船用反应堆 屏蔽结构优化 神经网络 遗传算法
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船用堆全船断电事故的故障树分析研究
5
作者 宋龙飞 陈玉清 朱康 《舰船电子工程》 2024年第4期136-142,共7页
船用堆供电系统的可靠性对核动力装置的安全性有重要影响。参考某典型船用堆供电系统设计,提出了船用堆供电系统故障树建模基本原则,以全船断电事故为顶事件建立故障树,确定了系统的邻接矩阵,并基于此设计了一种故障树辅助生成及最小割... 船用堆供电系统的可靠性对核动力装置的安全性有重要影响。参考某典型船用堆供电系统设计,提出了船用堆供电系统故障树建模基本原则,以全船断电事故为顶事件建立故障树,确定了系统的邻接矩阵,并基于此设计了一种故障树辅助生成及最小割集求解程序。通过定性和定量分析得出全船断电事故的发生概率及各电源设备的重要度,并提出相应的改善措施,为船用堆供电系统的设计、使用和维护保养提供技术支撑。 展开更多
关键词 船用堆 全船断电 故障树 最小割集
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船舶核动力装置安全目标的初步研究 被引量:5
6
作者 张永发 童节娟 +1 位作者 蔡琦 周羽 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期54-60,共7页
安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响。目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系。文章概要地介绍了两个... 安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响。目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系。文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状。最后,在吸收上述经验的基础上,提出了制定船舶核动力装置安全目标的若干建议和注意事项,尝试研究了核动力装置安全目标的宗旨、体系、内容和实现手段等。 展开更多
关键词 安全目标 核电厂 船用反应堆 概率安全目标
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船用堆全船断电事故源项分析 被引量:5
7
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 蔡琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1038-1043,共6页
本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性... 本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。 展开更多
关键词 MELCOR 船用堆 断电 稳压器波动管
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A novel approach for radionuclide diffusion in the enclosed environment of a marine nuclear reactor during a severe accident 被引量:4
8
作者 Fang Zhao Shu-Liang Zou +3 位作者 Shou-Long Xu Xuan Wang Jun-Long Wang De-Wen Tang 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2022年第2期53-65,共13页
A severe accident in a marine nuclear reactor leads to radionuclide leakage,which causes hidden dangers to workers and has adverse effects of environmental pollution.It is necessary to propose a novel approach to radi... A severe accident in a marine nuclear reactor leads to radionuclide leakage,which causes hidden dangers to workers and has adverse effects of environmental pollution.It is necessary to propose a novel approach to radionuclide diffusion in a confined environment after a severe accident in a marine nuclear reactor.Therefore,this study proposes a new method for the severe accident analysis program MELCOR coupled with computational fluid dynamics scSTREAM to study radioactive diffusion in severe accidents.The radionuclide release fraction and temperature calculated by MELCOR were combined with the scSTREAM calculations to study the radionuclide diffusion behavior and the phenomenon of radionuclide diffusion in different space environments of the reactor under the conditions of varying wind velocities of the ventilation system and diffusion speed.The results show that the wind velocity of the ventilation system is very small or zero,and the turbulent diffusion of radionuclides is not obvious and diffuses slowly in the form of condensation sedimentation and gravity settlement.When the wind speed of the ventilation system increases,the flow of radionuclides meets the wall and forms eddy currents,affecting the time variation of radionuclides diffusing into chamber 2.The wind velocity of the ventilation system and the diffusion speed has opposite effects on the time variation trend of radionuclide diffusion into the four chambers. 展开更多
关键词 Radionuclide diffusion MELCOR coupled with scSTREAM Severe accident marine nuclear reactor
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安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析 被引量:4
9
作者 商学利 张帆 +1 位作者 陈文振 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期336-340,共5页
以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功... 以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功率因子,最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额,并指出:对破口出现在主管道冷段的设计基准事故,热端安注能减轻事故后果,减少破损份额。 展开更多
关键词 船用压水堆 MBLOCA 安注方式 包壳破损
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船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析 被引量:3
10
作者 谢海燕 蔡琦 +2 位作者 蒋卫民 张军 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期227-232,共6页
针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点,利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究,探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响,为运行人员的处理和操作提供了参考,有助于失水事故应急处置规程的制定。
关键词 失水事故 影响因素 船用堆 运行安全分析
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小型堆大破口失水事故放射性后果研究 被引量:3
11
作者 廉海波 王伟 王坤 《舰船电子工程》 2018年第3期113-116,145,共5页
利用MELCOR程序建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,针对大破口失水事故,分析通风系统的投入对堆舱邻舱放射性危害的缓解。利用MACCS程序,进一步研究了通风造成的大气环境的辐射危害。得到的结论是:为了保证堆舱邻舱的辐射剂量在剂量... 利用MELCOR程序建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,针对大破口失水事故,分析通风系统的投入对堆舱邻舱放射性危害的缓解。利用MACCS程序,进一步研究了通风造成的大气环境的辐射危害。得到的结论是:为了保证堆舱邻舱的辐射剂量在剂量限值内,应于事故发生后10 min内投入全船通风。若10 min后投通风,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。就大气扩散而言,风速越小,受到的辐射危害越大。稳定大气条件的辐射危害大于不稳定气象条件,在中性气象条件下,几乎不会造成任何剂量危害。事发海域,人员无需服用稳定碘。 展开更多
关键词 MELCOR 全船通风 大破口失水事故 MACCS 大气扩散
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船用反应堆主冷却剂泵建模研究与仿真 被引量:3
12
作者 李伟通 于雷 陈玉清 《舰船科学技术》 北大核心 2016年第4期77-80,共4页
本文依据船用反应堆主泵试验数据,绘制了基于RELAP5程序的主泵全特性曲线,利用建立的数学仿真模型对主泵启动特性、惰转特性、稳态运行工况、高低速切换工况的响应过程进行分析。结果表明:主泵模型能够实现相应的仿真功能,较为准确地反... 本文依据船用反应堆主泵试验数据,绘制了基于RELAP5程序的主泵全特性曲线,利用建立的数学仿真模型对主泵启动特性、惰转特性、稳态运行工况、高低速切换工况的响应过程进行分析。结果表明:主泵模型能够实现相应的仿真功能,较为准确地反映主泵的运行特性;船用主泵对转动惯量的要求较高;模型适用于后续对反应堆系统不同响应的分析,并可为主泵的设计及优化提供参考。 展开更多
关键词 船用反应堆 主泵模型 全特性曲线 RELAP5仿真
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船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证 被引量:1
13
作者 李玥航 于涛 +3 位作者 陈珍平 甘斌 鲜希睿 牛昊轩 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期208-214,共7页
船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的... 船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。 展开更多
关键词 船用堆 MOSRT平台 辐射屏蔽 多目标优化
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船用堆大破口失水事故放射性后果分析 被引量:2
14
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 刘海鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期674-679,共6页
本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进... 本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。 展开更多
关键词 MELCOR 船用堆 大破口失水事故 放射性后果
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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究 被引量:1
15
作者 赵芳 邹树梁 +1 位作者 徐守龙 徐涛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第2期194-198,共5页
基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。 展开更多
关键词 船用反应堆 大破口失水事故 核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT
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船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析 被引量:1
16
作者 李飞 彭蕾 +3 位作者 时靖谊 马冰 金成 解尧 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第5期89-94,共6页
船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃... 船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明,瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低;包壳温度变化与冷却剂压力变化相比,前者对包壳疲劳寿命的影响小;辐照会降低包壳疲劳寿命。在不影响核动力船舶机动性的前提下,可采取一些必要的措施来降低包壳的疲劳损伤。 展开更多
关键词 船用堆 包壳 疲劳寿命
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船用堆核安全在线支持系统的开发研究
17
作者 陈玉清 王晓龙 蔡琦 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期731-736,共6页
鉴于船用核动力系统运行工况复杂,工程安全设施相对简单,运行安全支持手段有限,对操纵员依赖性大的现实问题,基于反应堆特征状态参数的正确感知→反应堆运行安全状态的准确判断→异常状态干预处置指导的逻辑流程研究开发了一套核安全在... 鉴于船用核动力系统运行工况复杂,工程安全设施相对简单,运行安全支持手段有限,对操纵员依赖性大的现实问题,基于反应堆特征状态参数的正确感知→反应堆运行安全状态的准确判断→异常状态干预处置指导的逻辑流程研究开发了一套核安全在线支持系统。系统依据操纵员的实际需求,综合运用了模块化、模拟分析、推理机、神经网络等多种关键技术,设计了装置的状态检测与报警优化,反应堆特征参数重构分析,运行事件智能诊断,事故状态安全裕量评估,事故状态堆芯损伤评价,事故状态辐射后果预测六个常用功能模块,可独立部署在核动力舰船上,实时为船用堆运行操纵人员提供各类信息和技术支持。 展开更多
关键词 船用堆 核安全 参数重构 事故诊断
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一回路系统硼酸对离子交换树脂去除杂质离子能力的影响研究
18
作者 胡学赟 王折贤 +4 位作者 张立德 帅剑云 谭璞 张守杰 曹顺安 《应用化工》 CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期167-170,共4页
核电系统中取消硼酸及其支持系统可以简化核辅助系统设计,优化布置空间,是近年来紧凑堆型常用的技术路线。船用堆作为紧凑堆型的重要应用场景,需要解决好取消硼酸后带来的一系列问题。聚焦硼酸对核电站常用的离子交换树脂净化能力的影响... 核电系统中取消硼酸及其支持系统可以简化核辅助系统设计,优化布置空间,是近年来紧凑堆型常用的技术路线。船用堆作为紧凑堆型的重要应用场景,需要解决好取消硼酸后带来的一系列问题。聚焦硼酸对核电站常用的离子交换树脂净化能力的影响,选取两种核电站常用离子交换树脂,通过试验对比,研究其在含硼工况和无硼工况下表现出的净化能力差异,作为化容系统树脂床定容设计的参考。 展开更多
关键词 船用堆 硼酸 净化能力 化容系统
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船用反应堆舱室剂量场分析 被引量:1
19
作者 杨屹 刘春雨 +2 位作者 杨洪禹 王洪 梁潇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期102-106,共5页
根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出... 根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。 展开更多
关键词 船用反应堆 源项计算 点核积分 剂量场分析
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压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型的建立 被引量:1
20
作者 段孟强 陈五星 季晨龙 《四川兵工学报》 CAS 2013年第12期132-134,137,共4页
为对压水堆一回路系统热工参数的选择,堆芯安全分析等工作提供帮助,针对压水堆一回路系统的特点,建立了压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型;模型包括棒状燃料元件平均通道及热通道、立式U型管自然循环蒸汽发生器及一回路流体强迫循... 为对压水堆一回路系统热工参数的选择,堆芯安全分析等工作提供帮助,针对压水堆一回路系统的特点,建立了压水堆一回路系统热工水力稳态计算模型;模型包括棒状燃料元件平均通道及热通道、立式U型管自然循环蒸汽发生器及一回路流体强迫循环流量等热工水力计算模型,并使用fortran语言编制计算程序,将某型压水堆结构参数作为输入参数进行计算并对该型压水堆堆芯热通道在不同堆芯寿期下的热工参数进行计算;计算结果表明:一回路系统热工参数计算值同设计值吻合良好,证明了模型建立的合理性;不同堆芯寿期下的热通道热工参数均低于设计限值,满足安全需要。 展开更多
关键词 压水堆 热工水力 稳态计算
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