蔡剑平
- 作品数：10 被引量：33H指数：3
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程自动化与计算机技术经济管理更多>>
- 秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析被引量：1
- 1999年
- 加拿大ＣＡＮＤＵ 核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念， 并在设计中采用了多重性、多样性、隔离、设备鉴定、质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ 核电厂在缓解事故后果方面设置了四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。对这些安全系统性能分析的结果表明： 有关公众剂量， 以及燃料、燃料通道和反应堆厂房等完整性的基本安全准则是满足的。
- 蔡剑平申森NickBarkman
- 关键词：安全系统重水堆
- CANDU反应堆物理程序和方法被引量：3
- 1999年
- 简要介绍了加拿大原子能公司（ＡＥＣＬ） 目前用于ＣＡＮＤＵ 反应堆物理设计和分析的计算机程序和方法。对栅元、超栅元和堆芯三种计算方法及相应的计算机程序进行了讨论。对物理分析中每层物理过程的理论表达和应用的求解方法也作了说明。实验验证的例子显示， ＡＥＣＬ 目前所用的物理程序和方法有较好的精度和较高的置信度。
- 朱鑫官蔡剑平HankChow
- 关键词：坎杜堆物理设计重水堆计算机程序
- 从对美国压水堆核电发展的思考出发探讨压水堆核电的技术路线
- 结合压水堆核电站发展过程中的一些经验教训及其反思,探讨如何从技术发展和进步,平衡解决核电站安全性与经济性的矛盾,探讨发展压水堆核电站的技术路线。
- 蔡剑平张维忠
- 关键词：压水堆核电站非能动
- 文献传递
- 严重事故下安全壳内环境条件计算分析
- 本文参照先进压水堆安全壳的原则性和具体性要求,结合三十万千瓦压水堆核电厂严重事故缓解措施,详细分析了大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅...
- 陈松刘鑫史国宝朱鑫官蔡剑平
- 关键词：压水堆核电厂严重事故
- 文献传递
- 反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析被引量：3
- 2011年
- 严重事故下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效。在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离。结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(ERVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物不能通过贯穿件失效向堆腔迁移。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故压力容器
- 三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析被引量：5
- 2013年
- 通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故
- 严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析被引量：6
- 2009年
- 核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。
- 曹克美许以全史国宝蔡剑平
- 关键词：严重事故
- 严重事故下安全壳内环境条件计算分析被引量：17
- 2006年
- 参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析。结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件。
- 陈松刘鑫史国宝朱鑫官蔡剑平
- 关键词：严重事故喷淋
- 堆芯旁通流量对小破口失水事故影响分析
- 2007年
- 核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小，环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高，环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析，并根据简单的数学模型，从原理上对一些基本现象给出了解释。
- 曹克美史国宝蔡剑平
- 关键词：失水事故
- 我国核电自主开发的基本经验与可持续发展战略——从秦山Ⅰ期工程建设经验谈起
- 概述了我国核电自主开发的基本经验,并在此基础上讨论了我国核电可持续发展的若干基本问题:坚持正确的技术路线;掌握关键技术和核心技术;重视工程项目管理自主化的牵头作用和保证作用;机、电、核大力协同,不断优化战略管理机制;立足...
- 蔡剑平程平东
- 关键词：核电可持续发展
- 文献传递
