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压水堆不同尺寸的破口失水事故分析

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成果类型:
期刊论文
论文标题(英文):
Analysis of LOCA with different break sizes in PWR
作者:
刘佩琪;赵鹏程;于涛;谢金森;陈珍平;...
通讯作者:
Yu, T.
作者机构:
南华大学核科学与技术学院 衡阳 421001
核能与核技术工程虚拟仿真实验教学中心 衡阳 421001
[刘佩琪; 于涛; Zeng W.; 谢超; 赵鹏程; 谢金森; 陈珍平; 刘紫静] School of Nuclear Science and Technology, University of South China, Hengyang, 421001, China, Nuclear Power and Technology Engineering Virtual Simulation Experiment and Teaching Center, Hengyang, 421001, China
通讯机构:
[Yu, T.] S
School of Nuclear Science and Technology, University of South China, Hengyang, China
语种:
中文
关键词:
MAAP程序;失水事故;压水堆;缓解措施
关键词(英文):
LOCA;MAAP;Mitigation measures;Pressurized-water reactor
期刊:
核技术
ISSN:
0253-3219
年:
2019
卷:
42
期:
2
页码:
020601
基金类别:
国防科技工业核动力技术创新中心项目( No .HDLCXZX-2017-HD-017 )、湖南省研究生科研创新项目( No .CX2018B610 )、南华大学研究生科研 创新项目 ( No .2018KYZ006 ) 资助 第一作者: 刘佩琪 ,女,1995 年出生,2016 年毕业于三峡大学,现为硕士研究生 ,研究领域为反应堆热工水力设计及事故安全分析 通信作者: 于涛 ,E-mail : yutao 29@sina.com 收稿日期: 2018 -08-28, 修回日期 : 2018 -1 1-29 Supported by National Defense T echnology Industry Nuclear Power T echnology Innovation Center Project (No.HDLCXZX-2017-HD-017), Hunan Provincial Innovation Foundation For Postgraduate ( No .CX2018B610 ) & University of South China Innovation Foundation for Postgraduate ( No .2018KYZ006 ) Firstauthor:LIUPeiqi,female,bornin1995,graduatedfromChinaThreeGorgesUniversityin2016,masterstudent,focusingonreactorthermal hydraulicdesignandaccidentsafetyanalysis Corresponding author: YU T ao , E-mail: yutao29@sina.com Received date: 2018-08-28, revised date: 2018-1 1-29
机构署名:
本校为第一且通讯机构
院系归属:
核科学技术学院
摘要:
基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized‐Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预.研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效, MCC(? Molten Corium Concrete?nteraction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早...
摘要(英文):
[Background] Serious accidents refer to a series of processes in which the nuclear reactor core cooling loss and fuel widespread failure threaten or damage the integrity of the pressure vessel or containment of a nuclear power plant and may cause leakage of radioactive material. [Purpose] This study aims to analyze the influence of break size on the loss of coolant accidents (LOCA) in pressurized-water reactor (PWR). [Methods] A typical million-kilowatt PWR unit model in active serving nuclear power plant (NPP) in China was built based on MAAP4...

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