钱永柏
作品数: 8被引量:21H指数:3
  • 所属机构:清华大学核能与新能源技术研究院
  • 所在地区:北京市
  • 研究方向:核科学技术

相关作者

童节娟
作品数:102被引量:258H指数:9
供职机构:清华大学
研究主题:核电厂 高温气冷堆 核电站 概率安全分析 故障树
赵军
作品数:80被引量:95H指数:6
供职机构:清华大学
研究主题:核电厂 高温气冷堆 设备分级 概率安全分析 核电站
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苏光辉
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供职机构:西安交通大学
研究主题:反应堆 堆芯 核反应堆 热管 高温热管
新堆设备的安全分级方法初探
核动力厂传统的确定论安全分级,将设备分为'安全相关'和'非安全相关'两大类.目前正在发展中的风险指引的设备分级方法,在传统安全分级的基础上,按照风险信息细分为'安全重要'和'低安全重要'2个子类,使安全分级更为细致和科学...
钱永柏童节娟薛大知赵军
关键词:安全分级安全评价
文献传递
核电站风险指引设备分级的试点研究被引量:7
2009年
风险指引设备分级通过定量化的概率风险分析、纵深防御的确定性分析和敏感性分析3个步骤来综合评估设备的安全重要性。重点研究了风险指引设备分级中的确定性分析评估方法,研究建立了一套改进的风险指引设备分级流程,并以大亚湾核电站的辅助给水系统、安全壳喷淋系统和设备冷却水系统为对象进行试点研究,验证了改进的设备分级流程是合理、有效的。
钱永柏赵军童节娟张作义
关键词:安全分级概率安全评价
关于多堆年情况下堆芯损坏概率的讨论被引量:2
2008年
反应堆堆芯损坏是反应堆运行中可能出现的严重事故。概率安全分析可得出单个反应堆的堆芯损坏频率,而在多堆年情况下发生堆芯损坏次数的概率则可由概率论中的二项分布来计算。经计算,在堆芯损坏频率为10-4/堆年情况下,1万堆年发生堆芯损坏的概率约为0.63。
刘长欣张作义钱永柏
关键词:反应堆概率安全分析二项分布
基于风险指引安全分级的维修规则实施方案被引量:10
2007年
近年来,美国核电厂的业绩始终保持世界领先水平,维修规则的实施起了很大的作用。本文研究了美国核电厂实施维修规则的法规要求以及实施方法,结合我国正在研究中的风险指引安全分级及其处理方法,提出了适用于我国的核电厂维修规则实施方案。
钱永柏童节娟张作义
关键词:安全分级
竖直环形通道内过渡沸腾传热实验研究被引量:1
1994年
用热块技术对低压、低质量流速下垂直环形通道中水的过渡沸腾传热进行实验研究,实验范围是:压力P=2.5-10.9bar,质量流速G=74.2-223.9kg/m2s,进口过冷度△Tsub=5.5-32.4℃。用一维和二维模型对实验数据分析处理,得到许多不同工况下的过渡沸腾曲线,并对影响过渡沸腾传热的主要因素进行了分析。实验发现,管壁的热流密度值在过渡沸腾区域有较大波动,表明过渡沸腾这种传热方式所固有的不稳定性。得到了一个预测过渡沸腾传热的公式,并和其他关系式进行了比较。
钱永柏喻真烷贾斗南苏光辉
关键词:临界热通量反应堆传热
风险指引的核电厂性能指标
通过一套安全性能指标(SPI)可以很好地展现核电厂运行安全状态的图像。目前,国际原子能机构(IAEA)、世界核营运者协会(WANO)、美国核电运行研究院(INPO)、美国核管会(NRC) 等制定了各自的安全性能指标体系,...
钱永柏童节娟赵军
文献传递
模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究
1993年
CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7~2.2 MPa,△T_(sub)=50~120℃,G=1750~2800 kg/m^2·s,q=0.
喻真烷苏光辉贾斗南钱永柏
关键词:压水型堆冷却剂丧失
竖直环形通道内过渡沸腾传热实验研究
钱永柏