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陈巧艳

作品数：6 被引量：3H指数：1
供职机构：核工业第二研究设计院更多>>
相关领域：电气工程核科学技术更多>>

合作作者

文献类型

  • 4篇会议论文
  • 1篇期刊文章

领域

  • 3篇电气工程
  • 2篇核科学技术

主题

  • 3篇事故分析
  • 2篇电站
  • 2篇严重事故
  • 2篇核电
  • 2篇核电站
  • 1篇压水堆
  • 1篇余热排出
  • 1篇余热排出系统
  • 1篇预防措施
  • 1篇失水
  • 1篇失水事故
  • 1篇水堆
  • 1篇破口
  • 1篇燃料包壳
  • 1篇冷凝
  • 1篇反应堆
  • 1篇反应堆安全
  • 1篇包壳

机构

  • 5篇核工业第二研...

作者

  • 5篇陈巧艳
  • 3篇王世民
  • 3篇汪俊
  • 1篇刘建平
  • 1篇韩晓峰
  • 1篇陈耀东
  • 1篇赵博
  • 1篇詹经祥

传媒

  • 3篇第十届全国反...
  • 1篇核安全
  • 1篇中国核学会第...

年份

  • 3篇2007
  • 1篇2004
  • 1篇2003
共 6 条 记 录，以下是 1-5
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排序方式：
岭澳二期工程维修冷停堆工况余热排出系统小破口严重事故分析
使用MELCOR程序，对岭澳二期核电站维修冷停堆工况余热排出系统小破口严重事故进行计算分析。在分析中，考虑了消氢措施的作用。计算结果表明：非能动氢气复合器的合理布置能有效降低安全壳内氢气浓度，从而降低了氢气燃烧给安全壳带...
陈巧艳汪俊王世民
关键词：余热排出系统
文献传递
采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析被引量：1
2004年
研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序进行了主回路冷段5.0～25.0cm的中破口失水事故分析,采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。
陈巧艳
关键词：失水事故压水堆燃料包壳冷凝
岭澳二期和秦山二期扩建工程的严重事故对策
本文按照《核动力厂设计安全规定》(HAF102)5.2.12节的要求，首先，参考同类核电站和正确的工程判断相结合的方法，确定岭澳二期和秦山二期扩建工程可能导致严重事故的重要事件序列;其次，讨论这些事件序列中可能出现的过程...
韩晓峰赵博王世民陈耀东刘建平元一单詹经祥陈巧艳汪俊
关键词：严重事故核电站预防措施
文献传递
蒸汽冷凝回流与中破口失水事故分析
本文将蒸汽冷凝回流模型用于反应堆主回路冷段15.24cm破口的计算分析,分析结果表明裸露后的燃料元件能得到有效的冷却,使用蒸汽冷凝回流模型计算的燃料包壳峰值温度比不使用时低约144℃.
陈巧艳
关键词：反应堆安全
文献传递
秦山二期扩建工程大破口严重事故序列分析
使用MELCOR程序，对秦山二期扩建工程冷端大破口严重事故序列进行了计算分析，同时进行了有无消氢措施分析的比较以及冷、热端破口敏感性分析。
王世民陈巧艳汪俊
关键词：事故分析核电站
文献传递
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