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一种湿式乏燃料贮存系统: 本发明涉及核电站乏燃料贮存领域，涉及一种湿式乏燃料贮存系统。采用非能动方式，解决实现乏燃料长期贮存。乏燃料贮存格架放置在乏燃料贮存池的底部，乏燃料贮存池盛有冷却液，装载乏燃料组件的密封容器放置在乏燃料贮存格架上，空冷塔设...; 郑明光叶成顾国兴张荣华蔡强郑利民干富军; 文献传递

重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术被引量：5: 2005年; 乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。; 郑利民申森; 关键词：乏燃料干式

秦山310MWe核电机组功率提升: 何小剑马明泽黄志军王煊吴国良姜赫王浩钧吕瑞飞齐涟郑利民王懿陈超黄思兰王喆王旭; 通过对秦山三十万机组一回、二回路系统的热力衡算，发现一回路当初设计存在一定裕量：一回路设计和安全分析是建立在堆功率1035MWt基础上的；而机组经验证和批准的出力电功率310MWe，是对应反应堆热功率966MWe，反应堆...; 关键词：; 关键词：核电机组反应堆系统

AP1000核电厂阶跃升负荷运行瞬态初步分析被引量：1: 2011年; 本文应用RELAP5程序模拟AP1000核电厂阶跃升负荷运行瞬态工况并进行分析。该分析模拟了反应堆功率控制系统，以验证核电厂在预期运行瞬态下依靠控制系统就可达到安全稳定状态，而不触发保护系统动作。分析结果表明：核电厂瞬态响应满足设计准则的要求。; 刘立欣郑利民周全福; 关键词：RELAP5程序

一种湿式乏燃料贮存系统: 本发明涉及核电站乏燃料贮存领域，涉及一种湿式乏燃料贮存系统。采用非能动方式，解决实现乏燃料长期贮存。乏燃料贮存格架放置在乏燃料贮存池的底部，乏燃料贮存池盛有冷却液，装载乏燃料组件的密封容器放置在乏燃料贮存格架上，空冷塔设...; 郑明光叶成顾国兴张荣华蔡强郑利民干富军; 文献传递

核电厂设备可达性研究方案探讨被引量：1: 2014年; 当核电厂发生严重事故后,操纵员将根据严重事故管理导则(SAMG)开展事故缓解工作,然而严重事故下的高温、高压和高辐射剂量的环境条件可能导致人员难以进入,给事故的缓解带来一定的不确定性。本文以AP1000核电厂为例,考虑高辐射剂量引起的可达性问题,初步探索了严重事故下设备可达性对于缓解策略执行的影响研究,结果表明:大多数的事故缓解操作都能在主控室内完成,即使在少数人员必须就地操作的情况下,仍有时间完成事故缓解动作,预计高辐射剂量引起的可达性问题不会对事故的缓解造成重大影响。; 顾培文方立凯曹克美郑利民; 关键词：可达性

ACR-700核电厂小破口失水事故分析被引量：3: 2006年; 针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析。主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果。; 郑利民申森; 关键词：重水堆核电厂小破口失水事故

大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究被引量：4: 2014年; ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数,采用了参数保守性确认分析的办法,以确定其保守的取值组合。然后,在此基础上执行对其它参数抽样的ASTRUM最佳估算。这种做法对于不同的事故工况或抽样工况得到的保守性参数取值组合可能不同,具有一定的偶然性,在固定这些参数保守组合的基础上再对其余参数抽样进行最佳估算,可能会导致ASTRUM计算结果出现一定程度的偏差。本文取消了原ASTRUM方法中参数保守性确认分析这一环节,通过开发自编的BE_SAMPLE抽样程序,对原参数保守性确认分析中的重要参数进行抽样,执行了全参数的抽样统计分析,并给出了优化结论,它可以为后续ASTRUM方法的优化和研究提供参考。; 余建辉张经瑜郑利民; 关键词：大破口失水事故

AP1000核电厂典型的运行瞬态分析被引量：9: 2012年; 本文应用RELAP5程序进行AP1000核电厂典型的运行瞬态分析,该分析模拟核电厂主要的控制系统,包括反应堆功率控制、反应堆快速降功率、稳压器压力控制、稳压器液位控制、蒸汽发生器液位-给水控制以及主蒸汽旁排控制系统等,验证在预期运行瞬态下核电厂依靠控制系统就可达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。计算结果与美国西屋分析结果基本吻合,表明AP1000核电厂运行瞬态响应可满足相关设计准则的要求。; 刘立欣郑利民周全福; 关键词：控制系统 RELAP5程序

稳压器容积论证分析: 本文主要针对典型的百万千瓦级压水堆核电站,论证其稳压器设计能否满足美国电力研究所制定的先进轻水堆业主要求文件(URD)的要求.该论证是采用RELAP5/MOD3系统热工水力分析程序进行分析的,通过对10％阶跃负荷变化、全...; 郑利民; 关键词：压水堆稳压器甩负荷; 文献传递

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