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范例一：(K=图书馆学 OR K=情报学) AND A=范并思 AND Y=1982-2016
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143 篇 会议

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143 篇 电子文献
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143 篇 工学
- 104 篇 核科学与技术
- 24 篇 电气工程
- 20 篇 动力工程及工程热...
- 4 篇 力学（可授工学、理...
- 3 篇 仪器科学与技术
- 1 篇 机械工程
- 1 篇 光学工程
- 1 篇 材料科学与工程（可...
- 1 篇 电子科学与技术（可...
- 1 篇 控制科学与工程
- 1 篇 石油与天然气工程
2 篇 理学
- 1 篇 物理学
- 1 篇 系统科学

主题

10 篇 自然循环
9 篇 数值模拟
7 篇 严重事故
6 篇 高温气冷堆
6 篇 热工水力
5 篇 cfd
5 篇 自然对流
4 篇 蒸汽发生器
4 篇 超临界水
4 篇 安全壳
4 篇 超临界二氧化碳
3 篇 事故分析
3 篇 不确定性分析
3 篇 relap5
3 篇 ap1000
3 篇 两相流动
3 篇 试验研究
3 篇 melcor
3 篇 传热
3 篇 流型

机构

26 篇 清华大学
23 篇 西安交通大学
15 篇 哈尔滨工程大学
9 篇 上海交通大学
7 篇 国核华清核电技术...
6 篇 中国核动力研究设...
6 篇 华北电力大学
5 篇 重庆大学
5 篇 中国科学技术大学
5 篇 中国核电工程有限...
4 篇 中科华核电技术研...
4 篇 中国核动力研究设...
4 篇 动力工程多相流国...
3 篇 大连理工大学
3 篇 环境保护部核与辐...
3 篇 华北水利水电大学
3 篇 中核核反应堆热工...
3 篇 中科华核电技术研...
3 篇 中国原子能科学研...
3 篇 上海核工程研究设...

作者

12 篇 秋穗正
11 篇 苏光辉
9 篇 田文喜
8 篇 姜胜耀
7 篇 孙中宁
6 篇 单建强
6 篇 黄彦平
5 篇 潘良明
5 篇 杨星团
5 篇 陆道纲
4 篇 周艳民
4 篇 谷海峰
4 篇 毕勤成
4 篇 王建军
3 篇 朱晓静
3 篇 卓文彬
3 篇 苗壮
3 篇 顾汉洋
3 篇 王为术
3 篇 张大林

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143 篇 中文

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基于SAC-CFR的EBR-Ⅱ失流工况分析

基于SAC-CFR的EBR-Ⅱ失流工况分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：隋丹婷陆道纲郭超钟宇航华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室

EBR-Ⅱ是池式钠冷快中子反应堆,为了研究其在有保护失流工况下的系统特性与热工参数,本文利用SAC-CFR软件对该堆全厂断电事故(SHRT-17)进行建模分析,得到事故工况下一回路、二回路冷却剂的温度,压力,流量以及堆芯的功率等关键参数。事... 详细信息

EBR-Ⅱ是池式钠冷快中子反应堆,为了研究其在有保护失流工况下的系统特性与热工参数,本文利用SAC-CFR软件对该堆全厂断电事故(SHRT-17)进行建模分析,得到事故工况下一回路、二回路冷却剂的温度,压力,流量以及堆芯的功率等关键参数。事故发生后,一、二回路主泵开始惰转,流量急剧下降。中间热交换器一次侧入口温度、中间热交换器一次侧出口温度、堆芯流量都下降,IHX的温度出现短暂的先上升,而后随之下降,这主要是由于停堆后功率和流量的不匹配造成的。堆芯衰变热可以持续而有效的排出,堆芯温度和压力不会超过安全限值。

关键词： EBR-Ⅱ SAC-CFR SHRT-17 快堆

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钍基熔盐堆非能动余热排出系统性能分析

钍基熔盐堆非能动余热排出系统性能分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：龚成张大林刘利民岳倪娜秋穗正西安交通大学核科学与技术学院

本文在对固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)安全性能研究的基础上,完善固态钍基熔盐堆非能动余热排出系统的设计,并选用反应堆直接辅助冷却系统(DRACS)为研究对象。针对其独特的结构和运行特点,开发合理的物理数学模型。运用FORTRAN90程序设计语... 详细信息

本文在对固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)安全性能研究的基础上,完善固态钍基熔盐堆非能动余热排出系统的设计,并选用反应堆直接辅助冷却系统(DRACS)为研究对象。针对其独特的结构和运行特点,开发合理的物理数学模型。运用FORTRAN90程序设计语言开发TMSR-SF非能动余热排出系统分析程序DRACS-TMSR,进行了主要参数的敏感性分析,确定了DRACS系统的最佳结构参数,并对其进行了初步的换热计算和安全性能分析。本文研究表明优化设计的DRACS系统能够满足TMSR-SF堆芯余热排出的要求,保证反应堆运行的安全性。

关键词：钍基熔盐堆非能动余热排出系统热工水力分析程序开发

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核电厂半管运行主管道临界液位研究

核电厂半管运行主管道临界液位研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：武心壮黄秀杰夏栓穆阳王进仕上海核工程研究设计院西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室

核电厂反应堆冷却剂系统在半管运行期间,余热排出系统吸入管口进气将直接影响反应堆的安全。本文搭建了半管运行试验系统,在不同T型管嘴长度和进水流量下,针对吸入管口出现的不同现象进行了可视化研究,在主管道液位下降的过程中观察到... 详细信息

核电厂反应堆冷却剂系统在半管运行期间,余热排出系统吸入管口进气将直接影响反应堆的安全。本文搭建了半管运行试验系统,在不同T型管嘴长度和进水流量下,针对吸入管口出现的不同现象进行了可视化研究,在主管道液位下降的过程中观察到漩涡形成、临界液位和大量进气三个典型阶段。同时,通过液位计测得了临界液位,分析了T型管嘴长度和流量对临界液位的影响规律,并基于Fr数给出了具有保守裕量的无量纲临界液位的包络曲线关联式,多数计算值和试验值吻合的较好,误差基本在±5%以内。

关键词：半管运行临界液位 Fr数,漩涡

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核反应堆低压事故工况下临界热流密度的研究

核反应堆低压事故工况下临界热流密度的研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：傅先刚殷园朱元兵厉井钢欧阳勇中科华核电技术研究院深圳大学

当前商业压水堆核电站在低压事故工况下普遍使用W-3关系式进行DNBR计算,而W-3关系式是基于早期的圆管和环管等的热工实验数据的。针对该状况,使用国内压水堆主要堆型的燃料元件实验数据对公式W-3和WRB-2进行在烧毁点的校验。结果表明在... 详细信息

当前商业压水堆核电站在低压事故工况下普遍使用W-3关系式进行DNBR计算,而W-3关系式是基于早期的圆管和环管等的热工实验数据的。针对该状况,使用国内压水堆主要堆型的燃料元件实验数据对公式W-3和WRB-2进行在烧毁点的校验。结果表明在低压事故工况(针对MSLB事故工况)下,直接采用公式W-3和WRB-2均不能满足DNBR安全限值。通过归一化处理后,在低压区段(6.9核反应堆的设计,但不能用于更低压区段(P<6.9MPa)的设计。同样,在P<10MPa低压区段需要将WRB-2的DNBR限值提高至1.33后方可用于核反应堆的设计。因此开发针对现代压水堆燃料元件涵盖核电站低压事故工况的DNB计算关系式成为当务之急。

关键词：临界热流密度 DNBR BO MLSB

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10MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱瞬态分析

10MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱瞬态分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：辜峙钘王刚汪振李亚洲赵柱民中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运与辐射安全重点实验室中国科学技术大学

无保护失流事故与无保护失热阱事故是快堆安全分析中具有代表性的两个事故,而考查反应堆在这两个事故合并条件下的响应对于研究反应堆的安全特性有重要意义。本文利用中子学与热工水力学耦合的安全分析程序NTC(Neutronics and Thermal-h... 详细信息

无保护失流事故与无保护失热阱事故是快堆安全分析中具有代表性的两个事故,而考查反应堆在这两个事故合并条件下的响应对于研究反应堆的安全特性有重要意义。本文利用中子学与热工水力学耦合的安全分析程序NTC(Neutronics and Thermal-hydraulics Coupled simulation program),对10 MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱事故进行模拟和分析。分析结果表明,由于反应性温度负反馈,事故后2000 s时反应堆已几乎实现自动停堆,冷却剂、包壳和燃料最高温度均未超出安全限值,反应堆具有较好的固有安全特性。

关键词： NTC 铅铋冷却快堆失流合并失热阱固有安全特性

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严重事故堆芯材料氧化分析

严重事故堆芯材料氧化分析

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明环境保护部核与辐射安全中心

堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模拟了完... 详细信息

堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模拟了完全丧失主给水(TLFW)触发的严重事故进程,结果分析表明:氧化释热能够维持很长时间,会加速堆芯构件的失效进程;锆合金的氧化在构件氧化中占主导地位;在含有碳化硼控制材料的反应堆中,碳化硼氧化产生大量的可燃气体,对可燃气总量的贡献不容忽视。

关键词：压水反应堆严重事故锆合金包壳碳化硼氧化反应

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严重事故下模块化小型核反应堆非能动堆芯冷却系统作用分析

严重事故下模块化小型核反应堆非能动堆芯冷却系统作用分析

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：尹莎莎张亚培田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院

MELCOR作为一款先进的严重事故分析软件被广泛的应用于各种反应堆堆芯损坏的严重事故分析中。因此,本文应用MELCOR软件分析了模块式小型反应堆发生全厂断电后的堆芯热响应。主要的分析对象包括:堆芯燃料芯块的温度分布,包壳温度分布,冷... 详细信息

MELCOR作为一款先进的严重事故分析软件被广泛的应用于各种反应堆堆芯损坏的严重事故分析中。因此,本文应用MELCOR软件分析了模块式小型反应堆发生全厂断电后的堆芯热响应。主要的分析对象包括:堆芯燃料芯块的温度分布,包壳温度分布,冷却剂流量以及氢气产生量。通过不同工况的计算对非能动堆芯冷却系统主要包含的各个设备在堆芯冷却过程中的作用和效果进行了比较。研究表明,非能动堆芯冷却系统在模块化小型核反应堆发生严重事故后能够通过自热循环的冷却方式,延长堆芯裸露时间,长期冷却堆芯,使下封头失效延长,对严重事故进程起到了明显的缓解作用。

关键词： MELCOR 模块化小型核反应堆非能动堆芯冷却系统全厂断电严重事故

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重力作用引起的体积膨胀对单个空气泡上升的影响

重力作用引起的体积膨胀对单个空气泡上升的影响

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：张利琴黄彦平昝元锋王俊峰中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室

单个空气泡上升速度是气泡重要的运动特性之一。在气泡上升过程周围流体压力会因重力作用发生变化,相应的空气泡内的压力和体积会变化以和流体压力保持一致。本文基于理想气体状态方程,推导了单个空气泡在上升过程中因压力变化导致的体... 详细信息

单个空气泡上升速度是气泡重要的运动特性之一。在气泡上升过程周围流体压力会因重力作用发生变化,相应的空气泡内的压力和体积会变化以和流体压力保持一致。本文基于理想气体状态方程,推导了单个空气泡在上升过程中因压力变化导致的体积膨胀比和体积变化梯度表达式,并以竖直矩形窄缝通道内单个空气泡上升为例,通过Level Set方法计算分析空气泡体积膨胀对其上升速度的影响。结果表明,竖直矩形窄缝通道内单个空气泡上升速度不受因重力作用导致的体积膨胀的影响,竖直流道长短对空气泡的稳定速度有影响,竖直流道越长,则气泡稳定速度会增加,并且由恒定值变为呈现周期性变化。

关键词：体积膨胀空气泡上升速度热工水力学

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基于relap5的小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100瞬态安全分析

基于relap5的小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100瞬态安全分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：石康丽赵鹏程陈红丽中国科学技术大学

铅冷快堆核废料嬗变和核燃料增殖能力强,是一种极具发展潜力的第四代核能系统。小型自然循环铅冷快堆采用一回路全自然循环冷却技术,具有良好的非能动安全性和经济性。本文基于由中国科技大学提出的100MW小型自然循环铅冷快堆概念设计(S... 详细信息

铅冷快堆核废料嬗变和核燃料增殖能力强,是一种极具发展潜力的第四代核能系统。小型自然循环铅冷快堆采用一回路全自然循环冷却技术,具有良好的非能动安全性和经济性。本文基于由中国科技大学提出的100MW小型自然循环铅冷快堆概念设计(SNCLFR-100)建立其一回路系统模型,利用RELAP5程序进行初始稳态运行验证,并对无保护超功率(UTOP)和无保护失热阱(ULOHS)事故进行瞬态安全分析,验证了该新型反应堆的固有安全性,并且为进一步优化100MW小型自然循环铅冷快堆的设计提供参考。

关键词：小型自然循环铅冷快堆超功率事故失热阱事故 relap5程序

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基于CFD多孔介质理论的核电厂关键系统设备热工水力特性研究

基于CFD多孔介质理论的核电厂关键系统设备热工水力特性研究

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：田文喜丛腾龙田茂林戈剑西安交通大学核科学与技术学院核反应堆热工水力研究室(XJTU-NuTHeL)

核电厂压力容器、蒸汽发生器及非能动余排换热器等设备结构十分复杂,如采用常规的实体建模和网格划分方法进行模拟,网格数量难以接受。采用多孔介质理论可对复杂结构进行简化,通过引入孔隙率等参数来描述流体份额,通过引入附加的分布式... 详细信息

核电厂压力容器、蒸汽发生器及非能动余排换热器等设备结构十分复杂,如采用常规的实体建模和网格划分方法进行模拟,网格数量难以接受。采用多孔介质理论可对复杂结构进行简化,通过引入孔隙率等参数来描述流体份额,通过引入附加的分布式阻力来考虑固体管束结构对流动的影响。本文采用多孔介质方法对压水堆核电厂堆芯及压力容器、蒸汽发生器二次侧、AP1000内置换料水箱及非能动余排换热器的三维流场进行模拟,得到稳态及瞬态事故条件下设备内详细的三维的热工水力参特性,相关研究可为这些系统设备的热工水力设计、承压热冲击、流致振动和磨损及安全分析提供借鉴。

关键词：蒸汽发生器堆芯热交换器多孔介质

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