石俊英
- 作品数:21 被引量:55H指数:5
- 供职机构:中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金:环境保护公益性行业科研专项更多>>
- 相关领域:核科学技术电气工程机械工程文化科学更多>>
- 一台主给水泵跳闸事件瞬态分析
- 2000年
- 大亚湾核电厂正常运行时采用两台汽动泵提供给水,一台主给水泵跳闸,蒸汽发生器给水流量突然下降,需要备用给水泵迅速启动,保证给组正常运行;如果备用泵不能启动,由于给水流量不足,应迅速降低反应堆功率,尽量避免停堆,并使机组能够达到稳定运行。本文对给水系统进行了较为真实的模拟,并考虑了有关调节系统的特性,对一台汽动主给水泵跳闸进行了较全面的分析。
- 石俊英郑滨
- 关键词:给水泵跳闸瞬态分析核电厂
- 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
- 压水堆核电厂超压分析探讨被引量:5
- 2014年
- 本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等。结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求"利益和安全平衡"的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作。
- 肖红郑继业石俊英路燕
- 关键词:核电厂超压事故分析
- 福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
- 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3D内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文...
- 陈耀东周拥辉石俊英柴国旱
- 关键词:氢爆
- 文献传递网络资源链接
- 燃料棒发生偏离泡核沸腾份额与偏离泡核沸腾比关系探讨
- 本文对燃料棒破损的机理进行了简单介绍;重点对事故工况下计算燃料棒发生偏离泡核沸腾(DNB)份额的方法从确定论和统计论角度进行了探讨,并给出了相关计算方法。最后指出了在事故工况下计算燃料棒发生DNB份额时应注意的一些问题。
- 陶书生柴国旱石俊英
- 关键词:计算方法
- 文献传递
- 福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
- 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文...
- CHEN Yao-dong陈耀东ZHOU Yong-hui周拥辉SHI Jun-ying石俊英CHAI Guo-han柴国旱
- 关键词:反应堆事故数值模拟计算机软件
- 600MW压水堆安注箱设计研究被引量:2
- 2015年
- 本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。
- 冯进军冯文卿周克峰杨志义石俊英种毅敏柴国旱
- 关键词:TRACESNAP压水堆大破口失水事故
- 机组从100%满功率甩负荷到厂用电运行的核电站瞬态分析被引量:13
- 2001年
- 以大亚湾核电站为参考,采用动态仿真和一、二回路闭环的模拟方法,对核电站正常运行中的重要瞬态——机组从100%满功率甩负荷到厂用电运行进行瞬态分析,给出了影响瞬态进程的因素。
- 郑滨石俊英
- 关键词:厂用电运行动态仿真瞬态分析甩负荷核电机组
- 福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析被引量:9
- 2012年
- 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明:地震发生后约36h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属-水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。
- 陈耀东周拥辉石俊英柴国旱
- 关键词:氢爆
- 用ROBIN和PARCS等程序研究秦山二期弹棒事故
- <正>本文利用具有自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN程序、NRC堆芯三维中子动力学软件PARCS程序、NRC热工水力软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水...
- 冯进军柴国旱石俊英
- 文献传递