原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等.一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态.同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止.此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 一体化反应堆 直流蒸汽发生器 传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4
年,卷(期) 2012,(9) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1080-1087
页数 分类号 TL364.4
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 郭赟 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 17 121 7.0 10.0
2 蒋立国 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 5 24 4.0 4.0
3 彭敏俊 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 72 444 11.0 16.0
4 刘建阁 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 10 50 5.0 6.0
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研究主题发展历程
节点文献
一体化反应堆
直流蒸汽发生器
传热管破裂事故
RELAP5/MOD3.4
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
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