徐珍
- 作品数：6 被引量：4H指数：1
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究被引量：2
- 2010年
- 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。
- 郑尧瑶徐珍柯晓
- 关键词：蒸汽
- 多样化驱动系统保护功能及保护参数信号确定被引量：1
- 2016年
- 多样化驱动系统(DAS)为反应堆紧急停堆和驱动专设安全设施提供了与保护和安全监测系统(PMS)不同的多样化的后备。本文结合概率安全评价(PSA)分析工具,以功率运行内部事件PSA模型始发事件导致的堆芯损伤频率为度量,筛选出需要DAS提供保护功能的系统,并通过分析事件进程确定了DAS驱动各系统的保护参数信号。结果表明:通过该方法可合理确定DAS的保护功能和参数信号。
- 詹文辉张彬彬徐珍
- 应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性被引量：1
- 2013年
- 在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率(RPC)的影响。通过本比例分析,可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。
- 徐珍王国栋
- 关键词：液滴传热传质闪蒸
- 用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究
- 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一...
- 郑尧瑶徐珍柯晓
- 文献传递
- 重水堆密集化乏燃料干式贮存设施热工安全研究
- 2022年
- 为解决秦山第三核电有限公司(简称:秦三厂)计划延寿导致乏燃料增加、已有乏燃料干式贮存模块容量不足的问题,在原有的1~6号(QM-400)乏贮模块基础上,研发了密集化乏燃料干式贮存设施(M1型乏贮模块)。与QM-400乏贮模块相比,M1型乏贮模块贮存容量更大,能量密度更高。为论证M1型乏贮模块的热工安全性,采用RELAP5/MOD3程序,根据保守的初始假设条件建立其热工分析模型,对极端气候条件下模块正常运行和事故工况下各区域温度进行了计算,同时采用了三维流体计算流体力学(CFD)程序对RELAP5程序计算结果进行了验证,综合RELAP5程序和CFD程序的计算结果,论证了M1型乏贮模块的热工安全。
- 徐珍任冰刘展王喆叶青郭玮
- NUCIRC程序的应用开发
- 为进一步了解和研究NUCIRC程序的作用和特点，对其进行了CANDU堆稳态热工水力分析应用计算模型开发，并以秦山第三核电厂100[％]FP、75[％]FP、50[％]FP、25[％]FP、0.05[％]FP和89[％]F...
- 徐珍申森
- 文献传递
