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钱永柏
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- 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
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- 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
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- 基于风险指引安全分级的维修规则实施方案被引量:10
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- 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
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- 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