三代压水堆相关论文
我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析(PSA......
由于内陆厂址较沿海厂址受纳水体容量有限、扩散条件较差,内陆厂址需要考虑的一个问题就是液态流出物中非放射性物质排放。通过分......
由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液......
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文......
伴随着我国三代压水堆核电站自主化进程，中广核集团紧跟国家核电发展的步伐，正在有条不紊地推进拥有自主知识产权的三代压水堆核电站......
为了满足“三代”核电技术要求，三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EP......
压水堆机组一回路的硼浓度与反应堆反应性控制密切相关,硼浓度非预期波动将导致一回路平均温度和反应堆功率偏离预期,严重危及反应......
国内某三代核电厂采用系统化培(Systematic Approach to Training,简写SAT),按照ADDIE (A-培训需求分析,D-培训大纲设计;D-培训教......
伴随我国三代压水堆核电站自主化进程,在三代压水堆核电站中采用自主化的全数字化仪控技术已迫在眉睫,尤其是核安全级数字化保护系......
根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长......
