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俞尔俊

作品数:8 被引量:32H指数:3
供职机构:中华人民共和国环境保护部更多>>
相关领域:核科学技术电气工程更多>>

文献类型

  • 8篇中文期刊文章

领域

  • 5篇核科学技术
  • 3篇电气工程

主题

  • 5篇核电
  • 3篇电厂
  • 3篇核电厂
  • 2篇电站
  • 2篇蒸汽
  • 2篇蒸汽管
  • 2篇蒸汽管道
  • 2篇事故分析
  • 2篇主蒸汽
  • 2篇主蒸汽管
  • 2篇主蒸汽管道
  • 2篇核电站
  • 1篇压水堆
  • 1篇严重事故
  • 1篇余热排出
  • 1篇余热排出系统
  • 1篇事故后果分析
  • 1篇水堆
  • 1篇情景
  • 1篇全厂断电

机构

  • 6篇中国原子能科...
  • 1篇清华大学
  • 1篇中华人民共和...

作者

  • 8篇俞尔俊
  • 2篇戴传曾
  • 2篇李吉根
  • 1篇丁传义
  • 1篇俞冀阳
  • 1篇冯进军
  • 1篇贾宝山
  • 1篇孙吉良
  • 1篇石俊英
  • 1篇浦胜娣
  • 1篇李耀鑫
  • 1篇郑继业
  • 1篇周克峰

传媒

  • 4篇原子能科学技...
  • 3篇核科学与工程
  • 1篇核安全

年份

  • 1篇2014
  • 1篇2004
  • 1篇1996
  • 2篇1993
  • 1篇1990
  • 2篇1989
8 条 记 录,以下是 1-8
排序方式:
秦山核电厂SGTR事故及其处置研究被引量:11
1996年
用RELAPS/MOD2程序和MARCH3程序对秦山核电厂多种假想SGTR事故及其所致严重事故进行了计算,分析了主要事故序列的事故进程,估算了严重事故下的熔堆时序,探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。
李吉根俞尔俊戴传曾
关键词:严重事故
秦山核电厂事故后果分析
1993年
根据安全审评的要求,利用一套放射性后果分析程序,对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明,剂量符合验收准则。
浦胜娣丁传义林艺俞尔俊
关键词:核电站
核反应堆非能动余热排出系统分析被引量:4
2004年
本文提出了一种适用于船用核动力装置的非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用三个回路的自然循环,把余热排到最终热阱。利用RETRAN02程序,结合陆奥堆的参数,对该系统余热排出能力进行了计算,并分析了影响余热排出能力的几个关键因素。
俞冀阳俞尔俊贾宝山
关键词:非能动余热排出系统核反应堆自然循环
秦山核电厂SBLOCA分析研究被引量:1
1990年
用RELAP 5/MOD 1程序对秦山核电厂多种假想SBLOCA进行了计算,分析了该电厂的典型SBLOCA瞬态性状和物理现象及多种有关因素的影响。
李吉根俞尔俊戴传曾
关键词:核电厂压水堆冷却剂
秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究被引量:3
1989年
文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。
俞尔俊
关键词:核电厂蒸汽管道事故分析
全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析被引量:11
2014年
全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。
周克峰郑继业冯进军石俊英俞尔俊
关键词:福岛核事故全厂断电
辐照样品的温度控制被引量:1
1989年
由在辐照孔道内实验装置的实测数据,得到了辐照罐的γ释热率。根据分析计算,得出了确定辐照中气隙宽度的计算式。采用了增强周向导热能力及用电加热调节温差的设计思想。所设计的辐照罐即使在要求三种不同的辐照温度的情况下,成功地满足了辐照温度及温差的要求。设计温度的相对误差小于10%。
李耀鑫俞尔俊
关键词:温度控制辐射防护
秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的RELAP5/MOD2分析被引量:2
1993年
通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。
孙吉良俞尔俊
关键词:蒸汽管道事故分析核电站
共1页<1>
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