邹志强
- 作品数：52 被引量：18H指数：2
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术机械工程电气工程动力工程及工程热物理更多>>
- 严重事故下小型安全壳内氢气风险分析被引量：2
- 2020年
- 采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速上升,迅速充满蒸汽,并将安全壳内的大部分空气迅速排出,形成蒸汽惰化;在对流较弱区域(如角落),存在氢气积聚现象;当事故进程发展到大量氢气产生时,由于安全壳内空气已经被蒸汽排出并惰化,虽然氢气浓度可以达到较高水平,但是混合气体处于可燃极限外,不存在氢气燃爆的风险。
- 许幼幼彭欢欢张明邹志强邓坚王小吉鲍辉程坤
- 关键词：严重事故
- 核电厂无源启动概率安全分析初步研究
- 2022年
- 假定田湾5、6号机组在启动过程中采用无外加中子源的启动方式,分析在启动过程中无源启动和有源启动的始发事件差异,并分析由始发事件引起的反应性过度引入后电厂的响应在无源启动和有源启动过程中的差别,分析无源启动和有源启动过程中对系统分析要求的差别,初步评价无源启动的概率安全水平。结果表明,无源启动和有源启动方式对于启动PSA的影响表现在始发事件频率略有差异,但PSA的定量化结果应处于同一量级的水平。
- 邹志强张明蒋朱敏张航王小吉
- 关键词：反应堆启动过程
- 一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法
- 本发明公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自...
- 张明黄代顺崔怀明卢毅力张渝刘丽莉邓坚曹锐邹志强陈亮许幼幼杜政瑀马海福彭欢欢王小吉张航武铃珺武小莉
- 地下核电站严重事故防护措施分析
- 2021年
- 地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射性包容屏障,高位水池提供较大的非能动注入压头和充足水源等。文章从纵深防御多重屏障依次退防的角度介绍地下核电站严重事故对策的设置,分析与地面核电站的差异和收益。
- 武铃珺张航张明邹志强向清安
- 关键词：地下核电站严重事故洞室
- 氢气复合器算例数值模拟结果的不确定性分析和敏感性分析
- 2016年
- 在安全壳氢气分析中,由于输入参数具有不确定性,因此计算结果也具有不确定性。研究计算结果的变化范围,以及各输入参数对计算结果不确定性的贡献,在安全层面具有重要意义。为了对安全壳氢气复合器算例进行数值模拟,首先向计算流体力学程序HYDRAGON内添加复合器模型,然后选定燃爆转变因子和爆炸总能量及其相关的时刻量作为研究对象。对若干输入参数进行抽样后进行数值模拟。采用非参数统计方法,分析计算结果的不确定性,给出其变化范围。分析计算结果和输入参数之间的敏感性,筛选其不确定性出对计算结果影响较大的输入参数。
- 侯炳旭俞冀阳钟先平江光明邹志强
- 关键词：非参数统计
- 一种全自然循环的模块式小型反应堆
- 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容...
- 向清安陈宝文邹志强彭欢欢邓坚邓纯锐
- 文献传递
- 核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置
- 本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物...
- 刘丽莉张明邓坚余红星刘余邓纯锐陈亮何晓强丁书华张吉斌邹志强张航武铃珺彭欢欢王小吉卢川杨洪润向清安武小莉许幼幼杜政瑀
- 一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法
- 本发明公开了一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法，该系统包括筒状试验本体和数据测量子系统，试验本体包括若干个模块式承压筒体，各个模块式承压筒体依次串联并相通；每个模块式承压筒体内设置有若干测量点，各个测量点...
- 杨帆李松蔚邓坚曾未刘松涛宋丹戎余红星冉旭李峰鲜麟张丹周科刘余邹志强彭欢欢杨韵佳何晓强陆雅哲习蒙蒙
- 装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法
- 本发明公开了装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段；S2、结合具体的堆芯熔化进程，注水评价方法包括以下子步骤：S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根...
- 孔翔程黄代顺邓坚向清安陈彬刘丽莉邹志强
- 一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
- 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层...
- 邓坚丁书华黄涛吴丹刘余向清安朱大欢张明张航武小莉邹志强王小吉彭欢欢
- 文献传递
