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[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核动力工程 年份：1994
ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序是美国核管会批准用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。但我国目前使用的是一个中间版本，存在着这样或那样的错误或不当之处。经修改后的ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序计算的大破口结果与国外......
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核动力工程 年份：1997
采用ＣＡＴＩＡ２程序分析了秦山二期６００ＭＷ核电站汽轮机负荷从２０％瞬时阶跃上升到３０％和负荷从３０％瞬时阶跃下降到２０％时两种运动瞬态工况。分析结果表明：当核电站汽轮机负荷瞬时阶跃±１０％时，反应堆的功率自动控......
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核动力工程 年份：1996
大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从威力壳和吊兰之间的环型通道经破口流安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯，如果在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统将会......
[会议论文] 作者：骆邦其,,
来源： 年份：2017
核电厂安全(确定论)分析不是研究核电厂是否会发生事故或者堆芯熔化与放射性释放,而是分析当发生不可预计的设计基准事故或者严重事故时,有足够的系统、设备、部件和操作规程...
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核科学与工程 年份：1996
大破口失水事故时，安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安......
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核电工程与技术 年份：1997
本文用ＣＡＴＩＡ２程序模拟分析了广东９００ＭＷ核电站汽轮机手动甩负荷到厂用电的过程，当汽轮机的负荷从满功率的１００％分两个阶段瞬时阶跃下降到厂用电核电站的反应堆功率自动控制系统具有自动跟踪和稳......
[会议论文] 作者：骆邦其,,
来源： 年份：2003
采用不同的临界热流密度关系式、不同的DNBR子通道分析程序、不同的DNBR限值、不同的DNBR验收准则和DNBR热工裕量计算方法,得到的DNBR和DNBR热工裕量是不相同的。在相同...
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核电工程与技术 年份：1994
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[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核科学与工程 年份：1998
ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用了一些成熟的，新型的和当今国际公认的瞬态热......
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核工业自动化 年份：1991
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[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核工业自动化 年份：1994
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[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：核工业自动化 年份：1992
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[会议论文] 作者：骆邦其;,
来源：中国核学会2015年学术年会 年份：2015
核电厂在堆芯出口温度大于650℃时，通过打开稳压器的卸压阀进行高压熔堆预防缓解.堆芯熔化以后，通常下封头以儒变方式失效，喷放进入堆坑的堆熔物以蜡流状随下封头失效面积的......
[会议论文] 作者：骆邦其;,
来源：中国核能行业协会2008年中国核能可持续发展论坛 年份：2008
本文描述了CPR1000核电厂的安全专用设施、严重事故缓解措施和反应堆热工裕量等方面与第三代核电厂的差别以及如何对CPR1000核电厂进行改进。经过适当改进的CPR1000核电厂可...
[会议论文] 作者：骆邦其,
来源：第十届全国反应堆热工流体力学会议 年份：2007
通过使用FLICA-Ⅲ-F、THEMIS和CATHARE-Ⅱ/V2.5程序对1500MW压水堆核电站进行了DNBR热工裕量和线功率裕量分析。分析结果表明：1500MW压水堆核电站的堆芯热工裕量满足15[％]的热...
[会议论文] 作者：骆邦其;,
来源：第十届全国反应堆热工流体力学会议 年份：2007
用MELCOR程序对CPR1000核电站的冷热段小、中和大破口失水事故叠加安注泵失效(或全厂断电)和汽动给水泵不能启动以及全厂断电叠加汽动给水泵不能启动的严重事故谱进行分析。...
[会议论文] 作者：骆邦其,
来源：第五届全国反应堆热工流体学术交流会 年份：1995
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[会议论文] 作者：骆邦其,
来源：全国反应堆热工流体会议 年份：1999
用MELCOR分析了大破口且同时安注泵失效的900 MW核电站的严重事故过程。分析中考虑了堆芯的快速排空和保守的衰变热。分析结果表明，具有较在余热的堆芯会在较短时间内熔化。堆...
[期刊论文] 作者：骆邦其,
来源：中国核科技报告 年份：1996
水和蒸汽的体膨胀系数和压缩率是反应堆热工水力、传热学和工程热力学中常用的参数之一。这两个参数的计算公式是Gibbs折合自由焓和Helmholtz折合自由能的导出函数。水和蒸...
[会议论文] 作者：骆邦其,
来源：中国核学会2011年年会 年份：2011
通过分析表明：百万千瓦级的核电厂在发生中破口失水事故时：(1)在寿期初，且假定破口同时停堆和停主冷却 剂泵时发生峰值包壳温度的破口等效直径为最大等效直径25cm，其峰值包壳温度......
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