主循环泵瞬态特性计算 被引量：23

1

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期183-190,共8页

1 前言 一回路主循环泵的设计和制造,对核电站的运行和安全将起着十分关键的作用。只有在一回路主循环泵工作可靠的情况下,核电站连续地正常供电才有保证。在事故工况下,主循环泵还起着阻止事故扩大的作用。 全厂断电时,主循环泵失去电... 1 前言 一回路主循环泵的设计和制造,对核电站的运行和安全将起着十分关键的作用。只有在一回路主循环泵工作可靠的情况下,核电站连续地正常供电才有保证。在事故工况下,主循环泵还起着阻止事故扩大的作用。 全厂断电时,主循环泵失去电源而惰转,通过堆芯的冷却流量突然减少,给堆芯元件的安全带来威胁。因此,在设计压水堆核电站时,要求主循环泵具有较长的惰转时间,以便确保全厂断电后堆芯安全。 展开更多

关键词 主循环泵 断电 核电站 瞬态性能

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先进压水堆核电站关键技术研究开发综述 被引量：7

2

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期1-6,共6页

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及... “九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。 展开更多

关键词 压水堆核电站 先进压水堆 非能动安全 数字化仪表 控制系统 设计 信息管理技术 反应堆

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秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析 被引量：3

3

作者 张森如 唐钢 《核安全》 2004年第2期45-49,共5页

介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。

关键词 秦山第二核电厂 全厂断电 严重事故 事故分析 应急柴油发电机失效

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2×600MW核电厂超基准事故及其处理规程研究

4

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第1期8-17,共10页

本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析．并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论．

关键词 超基准事故 二期工程 处理规程 核电站 秦山

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蒸汽发生器瞬态特性计算

5

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期473-480,共8页

1 前言 在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸汽发生器的瞬态特性,必需进行复杂的数学处理,这将给整个系统的瞬... 1 前言 在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸汽发生器的瞬态特性,必需进行复杂的数学处理,这将给整个系统的瞬态分析带来困难。因此,在目前的系统安全分析中,作为一个部件的蒸汽发生器,一般都采用流体守恒方程的点模型来描述瞬态过程。 展开更多

关键词 核电站 蒸汽发生器 安全 瞬态性能

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核电站稳压器瞬态特性计算

6

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第5期88-96,共9页

压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力... 压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动。 展开更多

关键词 稳压器 瞬态特性 核电站 计算

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反应堆动力学和堆芯释热计算

7

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第5期92-96,F003,共6页

一、前言 核电站的能量主要来自堆芯核子裂变。^(23)U等元素吸收中子后产生裂变反应,同时放出大量的热能。这些热能经元件表面传递给冷却剂,然后通过蒸汽发生器将热能导出,以供发电。

关键词 反应堆动力学 堆芯 释热 衰变热

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堆芯压降和热通道元件烧毁比计算

8

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第1期91-96,共6页

一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析... 一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析的主要任务之一。在实际计算中,根据堆芯的功率分布情况,可将堆芯分成 N 个子通道,每个子通道用 n 来表示。为了分析方便,对应各子通道假设有一个热通道存在。求解时空中子动力学方程,可以给出第 n 展开更多

关键词 堆芯压降 热通道 烧毀比

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固有安全一体化UZrH_x动力堆INSURE－100初步研究 被引量：8

9

作者 陈淑林 冷贵君 +4 位作者 张森如 程和平 李冬生 赵伟 廖卫 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第4期289-293,302,共6页

铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ—１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案，余热排出采取非能动的自然循环方式。这种... 铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ—１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案，余热排出采取非能动的自然循环方式。这种固有安全动力堆有很好的前景，是一种理想的热电联供堆。目前，我国已掌握了铀氢锆元件的制造技术，并在铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）脉冲堆上得到实际应用。 展开更多

关键词 一体化堆 反应堆安全 铀氢锆堆

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压水堆核电站严重事故紧凑型仿真机开发 被引量：3

10

作者 唐钢 张森如 +1 位作者 江光明 傅霄华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第1期75-79,96,共6页

为了缓解压水堆核电站可能发生的严重事故的后果，也为了满足安全分析工程师和概率风险评价人员的需求，并在与国际原子能机构合作框架协议内，研制开发了紧凑型的严重事故仿真分析机 MELSIM- PC。该仿真系统主要由仿真核心程序、同步... 为了缓解压水堆核电站可能发生的严重事故的后果，也为了满足安全分析工程师和概率风险评价人员的需求，并在与国际原子能机构合作框架协议内，研制开发了紧凑型的严重事故仿真分析机 MELSIM- PC。该仿真系统主要由仿真核心程序、同步通讯程序、人机界面程序等几个部分组成，可以工作在一台普通的微型计算机上，成功地实现 MELCOR程序变量的运行数据库管理、电站动态图形显示、仿真计算控制、再启动和仿真重演等重要功能。 展开更多

关键词 严重事故 紧凑型仿真机 混合语言编程 同步通讯 压水堆核电站 安全运行 MELCOR程序

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自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计 被引量：2

11

作者 张富源 张森如 +3 位作者 夏祥贵 闵元佑 曾曦 王明利 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期25-29,共5页

本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。

关键词 压水堆核电站 1000MW 核蒸汽供应系统 概念设计

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PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计 被引量：1

12

作者 张富源 张森如 彭诗念 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第1期4-7,共4页

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个... 国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。 展开更多

关键词 压水堆 核蒸汽供应系统 加长型燃料组件

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国外超临界轻水反应堆研究 被引量：5

13

作者 刘松涛 张森如 张虹 《东方电气评论》 2005年第2期69-74,79,共7页

超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点(374℃,22.1MPa)的工况下运行。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约1/3,同时由于冷却剂在反应堆内不改变相态并... 超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点(374℃,22.1MPa)的工况下运行。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约1/3,同时由于冷却剂在反应堆内不改变相态并且直接与能量转换设备相连,这可以显著简化装置的配置。 展开更多

关键词 超临界 轻水冷却 第四代核能系统 GIF

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SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统

14

作者 唐钢 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第1期88-91,96,共5页

SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度、快速转换输入/输出接口组成,仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序。研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护... SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度、快速转换输入/输出接口组成,仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序。研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护系统和控制系统提供保护和控制的仿真对象,并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于保护系统功能测试、控制系统运行及进一步的控制方案研究。 展开更多

关键词 核电厂 实时仿真 SIMPCT仪控系统 数字化反应堆 仿真系统 控制系统 保护系统

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论解决核电安全问题的途径 被引量：2

15

作者 钱积惠 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第4期1-8,共8页

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆... 从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。 展开更多

关键词 核电安全 堆芯熔化 铀氢锆反应堆

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AC-600非能动安全特性分析 被引量：1

16

作者 张森如 谭祚 +3 位作者 章宗耀 王建渝 柏平 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期24-29,48,共7页

AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全系统的性能,也初步讨论了 AC-600对过剩反应性及热工水力瞬态的非能动限制。

关键词 AC-600 非能动安全 安全评价

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水冷反应堆先进技术及其国际交流近况

17

作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期89-96,共8页

文中简要介绍了最近两年来有关水冷反应堆先进技术国际交流情况.同时还介绍了瑞典PIUS、美国 AP-600和 PIUS/BWR、苏联 VVER 和日本 ABWR 等堆型中采用的先进技术。

关键词 水冷反应堆 非能动安全 固有安全

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AC—600堆芯设计

18

作者 章宗耀 李冬生 +3 位作者 骆伟 张森如 付守信 吴琳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期9-18,共10页

本文叙述了 AC-600的堆芯核设计、热工水力和屏蔽设计.为了改善燃料利用和提高反应堆的安全性,在堆芯设计中,采用了低功率密度堆芯、较大的负反应性温度系数、机械谱移控制、钆可燃毒物、灰棒及不锈钢反射层等先进技术。

关键词 堆芯 设计 谱移控制 灰棒 反射层

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一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析

19

作者 闵元佑 王建渝 +1 位作者 谭祚 张森如 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1989年第4期328-335,300+3-4,共8页

西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。

关键词 压水堆 核电厂 安全 经济性

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