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[期刊论文] 作者：余婧懿,魏严凇,季松涛,
来源：电脑开发与应用 年份：2014
为了方便在高级编程语言中调用专家系统开发工具CLIPS进行编程以开发界面友好且功能强大的专家系统,比较了几种在VisualC#中调用CLIPS的COM组件并着重介绍了其中CLIPSNet组件...
[期刊论文] 作者：季松涛,魏严凇,张应超,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2008
秦山第二核电厂正对应急系统进行改造,这对堆芯损伤评价程序提出了新的要求。现有的堆芯损伤评价程序(CDA2)主要依赖事故后取样系统(PASS),其分析评价存在着巨大的时间滞后性...
[期刊论文] 作者：史晓磊, 张应超, 魏严凇,,
来源：科技创新与应用 年份：2019
福岛核事故后,乏燃料水池安全引起广泛关注.文章利用MELCOR程序建立了核电厂乏燃料水池严重事故分析模型,分析了乏燃料水池失水叠加全厂断电事故.计算表明,在乏池干涸以前,破...
[期刊论文] 作者：陈林林,孙雪霆,魏严凇,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2015
气溶胶迁移机理试验是大型先进压水堆重大专项课题“严重事故下放射源项及迁移机理研究”的重要研究内容之一,利用建立的气溶胶迁移机理试验平台,开展试验研究,探索严重事故...
[期刊论文] 作者：史晓磊,许倩,魏严凇,季松涛,,
来源：原子能科学技术 年份：2015
严重事故条件下，评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用M ELCOR程序模拟严重事故序列，计算不同核素组释放进入安......
[期刊论文] 作者：孙雪霆,陈林林,魏严凇,季松涛,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列...
[期刊论文] 作者：陈林林,魏严凇,史晓磊,季松涛,
来源：中国粉体技术 年份：2020
针对安全壳内剥蚀引起的再悬浮问题,在与热工氢气气溶胶碘试验--气溶胶再悬浮(THAI AR1)试验方法进行比较的基础上,开展试验研究工作,系统研究潮湿条件、气流速度、沉积面状...
[期刊论文] 作者：王勇,魏严凇,史晓磊,张应超,,
来源：原子能科学技术 年份：2017
在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故...
[期刊论文] 作者：孙雪霆,陈林林,魏严凇,季松涛,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2014
核电厂在严重事故状态下,放射性物质以气体、蒸汽、气溶胶形式释放。其中,气溶胶是悬浮在气空间的固态或液态颗粒,是放射性物质释放的主要载体,其在空间中的迁移和沉积等过程...
[期刊论文] 作者：魏严凇,田林涛,谷海峰,陈君岩,于汇宇,,
来源：节能技术 年份：2020
当核电厂发生严重事故时,大量的放射性裂变产物会聚集在安全壳中,对外界的环境产生威胁。而安全壳喷淋系统可以通过喷淋液滴对安全壳内的气溶胶进行清除。为了研究喷淋液滴对气溶胶去除的影响,使用源项气溶胶行为特性实验平台,选择标准实心锥喷雾喷嘴进行喷淋实......
[期刊论文] 作者：张应超,季松涛,魏严凇,史晓磊,许倩,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件...
[期刊论文] 作者：肖增光,史晓磊,陈林林,孙雪霆,魏严凇,,
来源：应用能源技术 年份：2017
建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4...
[期刊论文] 作者：魏严凇,陈林林,郑光宗,陈皞,谷海峰,季松涛,
来源：中国粉体技术 年份：2021
针对安全壳内气溶胶再夹带问题,设计液池表面气泡破碎特性研究可视化试验装置,进行典型试验条件下的气溶胶再夹带试验,验证高速摄影拍摄法对百微米级含气溶胶液滴进行测量的...
[期刊论文] 作者：肖增光,孙雪霆,陈林林,史晓磊,魏严凇,,
来源：核安全 年份：2017
严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验...
[期刊论文] 作者：孙雪霆,季松涛,陈林林,史晓磊,魏严凇,
来源：原子能科学技术 年份：2020
利用中国原子能科学研究院开发的CABSA程序气溶胶再悬浮模块中的ECART模型,对STORM项目的SR11试验进行计算,分析了核电厂严重事故下的气溶胶再悬浮特性。结果表明:气溶胶所受...
[期刊论文] 作者：魏严凇,李文双,史晓磊,李载鹏,季松涛,
来源：北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会 年份：2014
事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力.本文利用MEL-COR进行严重事故分析的基础上,分析堆芯裸露时间与压力容器水位间的关系,探讨将压力容器水位作为主要评价参数,......
[期刊论文] 作者：魏严凇，李文双，史晓磊，李载鹏，季松涛，WEIYan-son,
来源：原子能科学技术 年份：2014
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[期刊论文] 作者：孙雪霆,陈林林,史晓磊,肖增光,魏严凇,季松涛,,
来源：原子能科学技术 年份：2017
基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明：在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰......
[期刊论文] 作者：孙雪霆,季松涛,陈林林,史晓磊,肖增光,魏严凇,
来源：核科学与工程 年份：2020
核电厂严重事故情况下,裂变产物以气溶胶形式释放并沉积在结构表面。事故晚期,氢燃或氢爆等作用产生的气流会使沉积的气溶胶发生再悬浮而重返气空间。中国原子能科学研究院的...
[期刊论文] 作者：陈林林,孙雪霆,魏严凇,史晓磊,肖增光,季松涛,,
来源：辐射防护 年份：2017
核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参...
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