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热管冷却空间反应堆事故特性研究

刘松涛 袁园 魏宗岚 曾未 朱力 苟军利

刘松涛, 袁园, 魏宗岚, 曾未, 朱力, 苟军利. 热管冷却空间反应堆事故特性研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(5): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119
引用本文: 刘松涛, 袁园, 魏宗岚, 曾未, 朱力, 苟军利. 热管冷却空间反应堆事故特性研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(5): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119
Liu Songtao, Yuan Yuan, Wei Zonglan, Zeng Wei, Zhu Li, Gou Junli. Accident Analysis of Heat Pipe Cooled Space Reactor System[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(5): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119
Citation: Liu Songtao, Yuan Yuan, Wei Zonglan, Zeng Wei, Zhu Li, Gou Junli. Accident Analysis of Heat Pipe Cooled Space Reactor System[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(5): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119

热管冷却空间反应堆事故特性研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119
详细信息
    作者简介:

    刘松涛(1979—),男,高级工程师,主要从事热工水力和安全分析工作

  • 中图分类号: TL339

Accident Analysis of Heat Pipe Cooled Space Reactor System

  • 摘要: 以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2016-07-03
  • 修回日期:  2016-08-19
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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