原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力.计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6 s达到峰值;辅助给水投入约200 s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间.
推荐文章
压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究
严重事故
全厂断电
辅助给水
蠕变破裂失效
高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析
压水堆
严重事故
全厂断电
高压安全注射系统
堆芯熔化
核电站非能动辅助给水系统仿真研究
非能动辅助给水系统
RELAP5程序
全厂断电
池式研究堆高功率全厂断电事故分析
研究堆
全厂断电事故
RETRAN-02
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 CPR1000 RELAP5/MOD3.2 全厂断电 辅助给水
年,卷(期) 2012,(5) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 565-569
页数 分类号 TL333
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 阎昌琪 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 236 1708 18.0 24.0
2 曹夏昕 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 50 526 14.0 20.0
3 张往锁 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 4 25 3.0 4.0
4 陈薇 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 11 56 2.0 7.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (11)
共引文献  (19)
参考文献  (6)
节点文献
引证文献  (13)
同被引文献  (13)
二级引证文献  (2)
1989(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2001(4)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(3)
2003(3)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(3)
2004(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2005(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2006(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2007(2)
  • 参考文献(2)
  • 二级参考文献(0)
2008(2)
  • 参考文献(2)
  • 二级参考文献(0)
2012(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
2012(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
2013(3)
  • 引证文献(3)
  • 二级引证文献(0)
2014(2)
  • 引证文献(2)
  • 二级引证文献(0)
2015(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
2016(2)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(1)
2017(2)
  • 引证文献(2)
  • 二级引证文献(0)
2018(3)
  • 引证文献(3)
  • 二级引证文献(0)
2019(1)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(1)
研究主题发展历程
节点文献
CPR1000
RELAP5/MOD3.2
全厂断电
辅助给水
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
  • 期刊分类
  • 期刊(年)
  • 期刊(期)
  • 期刊推荐
论文1v1指导