原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关.NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计.本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析.结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性.
推荐文章
NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性
低温供热堆
安全特性
热工水力
NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究
核供热堆
燃料组件
流动特性
模拟实验
脉冲反应堆失水事故分析
失水事故
脉冲反应堆
模型
实时仿真
NHR-200堆芯旁通区三维流动传热数值分析
低温供热堆
传热
流动
数值分析
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 自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 自然循环 失水事故 非能动安全 核供热堆
年,卷(期) 2020,(5) 所属期刊栏目 第十五届(2019年)核技术应用学术交流会优秀论文选
研究方向 页码范围 769-775
页数 7页 分类号 TL364
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2019.youxian.0584
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 王岩 清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室 55 389 11.0 18.0
2 解衡 清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室 28 136 4.0 11.0
3 谢菲 清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室 9 54 4.0 7.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (8)
共引文献  (4)
参考文献  (10)
节点文献
引证文献  (0)
同被引文献  (0)
二级引证文献  (0)
1986(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
1988(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
1990(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
1991(2)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(1)
1992(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
1993(3)
  • 参考文献(3)
  • 二级参考文献(0)
1994(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2007(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2009(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2012(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2015(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2018(3)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(2)
2019(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2020(0)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
自然循环
失水事故
非能动安全
核供热堆
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