作为一个典型的失热阱事故,主给水管道断裂在中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,简称CEFR)初步安全分析报告中列为Ⅳ......

本文简要介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB技术的理论基础,并对田湾核电厂MCP管道进行了泄漏裂纹和临界裂纹的......

就300 MWe亿厂蒸发生顺单根传热管双端断裂且完好蒸汽发生器辅助给水失效这一严 重事故进行分析，研究防御和缓解该严重事故的措施和......

全面描述了对来自法国原子能委员会(简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作,并在此基础上介绍了该程序在中国实验......

高能管道双端断裂危害性分析是核电站常规岛安全设计的关键内容.本文在总结核电站常用管道双端断裂危害性分析方法的基础上,针对高......

全面描述了对来自法国原子能委员会(简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作,并在此基础上介绍了该程序在中国实验......

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RE......

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后......