原文服务方: 核动力工程       
摘要:
以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响.分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大.可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响.
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文献信息
篇名 超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 超临界水冷堆 部分丧失给水 敏感性 瞬态 最高包壳温度
年,卷(期) 2013,(4) 所属期刊栏目 安全与控制
研究方向 页码范围 100-105
页数 6页 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 周涛 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 127 828 12.0 23.0
2 陈娟 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 34 214 6.0 13.0
3 程万旭 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 8 19 3.0 3.0
4 苏子威 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 10 51 4.0 7.0
5 罗峰 华北电力大学核热工安全与标准化研究所 7 21 3.0 4.0
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研究主题发展历程
节点文献
超临界水冷堆
部分丧失给水
敏感性
瞬态
最高包壳温度
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
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
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总被引数(次)
19304
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