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DAKOTA-relap不确定性分析方法在大破口事故中的应用

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核安全 2016年第1期15卷 66-70页

作者：高新力靖剑平温爽孙微王昆鹏环境保护部核与辐射安全中心北京100082

近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析... 详细信息

近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-relap不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-relap5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

关键词： DAKOTA relap 不确定性分析大破口事故

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压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

清华大学学报（自然科学版） 2007年第3期47卷 373-376页

作者：王煦嘉臧希年清华大学工程物理系北京100084

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果... 详细信息

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。

关键词：反应堆事故及其分析 relap 5 主蒸汽管道断裂蒸汽发生器传热管破裂

CN HCCB TBS的LOFA与真空室内LOCA初步分析

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核聚变与等离子体物理 2016年第3期36卷 213-218页

作者：王艳灵张龙武兴华赵周核工业西南物理研究院成都610041

基于CN HCCB TBS的最新设计,用relap 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故... 详细信息

基于CN HCCB TBS的最新设计,用relap 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。

关键词： CN HCCB TBS relap 5 LOFA 真空室内LOCA

中国氦冷固态实验包层模块冷却系统换热器管道破裂事故初步分析

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核聚变与等离子体物理 2016年第4期36卷 328-333页

作者：王艳灵张龙叶兴福王小勇核工业西南物理研究院成都610041

利用relap对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的relap节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦... 详细信息

利用relap对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的relap节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦冷固态实验包层模块冷却系统和ITER CCWS-1的影响。分析结果表明,事故发生后破口附近会形成类似水锤事件,进入CCWS-1系统的氦气很可能会聚集在CCWS-1系统的高点,需在系统高点设计合理的排气路径。另外,为了限制进入CCWS-1系统的氦气量,建议在换热器水侧进出口处增加隔离阀门,隔离阀必须保证可靠性以及较短的响应时间。

关键词：中国氦冷固态实验包层模块冷却系统换热器管道破裂事故 relap 5 CCWS-1 ITER

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小型钠冷快堆电源建模及安全特性研究

电子技术应用 2024年第S1期50卷 243-251页

作者：尹凯段天英乔鹏瑞侯斌戴饶棋中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

为了研究小型钠冷快堆堆芯耦合斯特林动力转换系统的安全运行特性,文章基于relap/GSE联合MATLAB/Simulink平台建立了钠冷堆芯、一二回路钠系统、斯特林热电转换系统及辅助系统的全系统仿真模型,并通过斯特林效率分析以及参数稳态计算值... 详细信息

为了研究小型钠冷快堆堆芯耦合斯特林动力转换系统的安全运行特性,文章基于relap/GSE联合MATLAB/Simulink平台建立了钠冷堆芯、一二回路钠系统、斯特林热电转换系统及辅助系统的全系统仿真模型,并通过斯特林效率分析以及参数稳态计算值与设计值的比较验证了仿真模型的合理性。通过对小型钠冷快堆典型事故工况进行仿真分析,结果表明,小型钠冷快堆电源具有良好的安全特性。该文章成果可为小型钠冷快堆核电源的总体设计、控制特性研究和事故分析提供工具和理论参考。

关键词：小型钠冷快堆斯特林 relap 建模安全分析

失去交流电源事故下AP1000堆芯节块模型敏感性分析

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核安全 2014年第3期13卷 62-66页

作者：唐济林哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究。利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性。在... 详细信息

本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究。利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性。在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析。分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(Reactor Cooling System,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(Core Makeup Tank,以下简称CMT)系统投入时间延迟;非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加。

关键词：事故分析 relap 节块划分 AP1000

1-D和2-D导热模型对LOCA事故的影响

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应用能源技术 2019年第3期 34-38页

作者：李彦霖何晓军张毅季松涛中国原子能科学研究院北京102413

预测元件包壳的峰值温度在再淹没阶段的变化情况时,是否考虑元件的轴向导热,即计算时采用1-D或2-D导热模型会对预测结果造成一定影响。文中选择百万千瓦电厂为研究对象,首先修改了用于全厂计算的relap输入卡的堆芯部分并进行调稳,随后利... 详细信息

预测元件包壳的峰值温度在再淹没阶段的变化情况时,是否考虑元件的轴向导热,即计算时采用1-D或2-D导热模型会对预测结果造成一定影响。文中选择百万千瓦电厂为研究对象,首先修改了用于全厂计算的relap输入卡的堆芯部分并进行调稳,随后利用SCDAP程序建立相同尺寸的堆芯模型替换掉原输入卡堆芯部分并进行调稳,而后在两张输入卡上建立破口模型进行失水事故计算并对计算结果的部分参数进行对比。计算结果表明由SCDAP程序计算所得的包壳峰值温度会显著低于relap程序的计算结果。

关键词：导热模型 LOCA SCDAP relap

经利妥昔单抗治疗后复发的皮肤B细胞淋巴瘤出现CD20信使RNA缺失

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世界核心医学期刊文摘（皮肤病学分册） 2006年第2期2卷 19-19页

作者： Rawal Y.B. Nuovo G.J. Frambach G.E. 潘华 Department of Oral and Maxillofacial Pathology Ohio State University Columbus OH United States

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《核科学与工程》第34卷2014年总目次

核科学与工程 2014年第4期 577-584页