原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热.针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型.通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用.结果表明,安全壳压力72 h内未超过安全限值,保持安全壳完整性.
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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 典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析
年,卷(期) 2014,(Z1) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 362-368
页数 7页 分类号 TL364.3
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.S0.0362
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 邹杰 上海交通大学机械与动力工程学院 6 39 3.0 6.0
2 曹学武 上海交通大学机械与动力工程学院 97 347 9.0 11.0
3 佟立丽 上海交通大学机械与动力工程学院 76 209 7.0 9.0
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研究主题发展历程
节点文献
非能动安全壳冷却系统
全厂断电事故
热段小破口失水事故
严重事故分析
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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