小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:wanshilong111
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究.分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算.
其他文献
核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备,承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能.通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国
为保证我国正在新建的某研究堆安全运行,通过介绍该研究堆应急电力系统的设计准则、系统结构、功能、设备组成等,分析系统的柴油发电机组、不间断电源(UPS)以及安全级蓄电池
为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征,本文通过研究严重事故管理导则的特殊性,结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈,建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型,
在严重事故下,氢气和水蒸气在安全壳局部隔间内释放,并通过相对窄小的流道向其他隔间流动迁移,气体与隔间壁面之间的换热过程对氢气分布有重要影响.本文采用计算流体力学(CFD
提出一种基于滑速比的计算模型,用于高含气率工况下气相流量的计算和预测,并采用伽马射线探测器加文丘里管的测量技术方案进行了实验验证.实验结果表明,对体积含气率在92%~100%
为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合
为研究核反应堆中定位格架及搅混翼对沸腾临界现象产生的影响,本文采用计算流体动力学(CFD)分析方法,探讨了棒束通道中定位格架的数目、位置和搅混翼的角度对于沸腾临界现象
为研究核事故发生后气载核素在海洋环境中的扩散,以海岛核电厂为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)模拟的方法对海岛核电厂各下垫面要素、风速变化、喷口速度变化进行了模拟,
第十二届全国冲压学术年会于2014年8月26~27日在河北省秦皇岛市燕山大学召开。本次年会受到全国冲压界的广泛支持和关注,共有来自26个单位、78位代表参会。大会主题紧密结合
人因可靠性分析(HRA)是核电厂风险分析中的重要组成部分,其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容,忽略人误事件间的相关性,将导致低估核电厂的风险水平.本文提出了一