反应堆冷却剂系统相关论文
这是秦山二期600MW核电冷却剂系统管件应力分析的一部分,包括上充、下泄、余热排出管、流量测量接管、输排水管、稳压器喷雾管和安......
反应堆冷却剂系统失水事故(LOCA)是一种假想的管道破裂事故,事故发生以后,反应堆冷却剂系统及安全壳内压力发生急剧变化,使反应堆......
海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进.本......
通过对核电站反应堆冷却剂系统(RCP)主泵惰走试验在工程调试阶段所执行的GEW法及在机组商运后所执行的TCA法进行对比分析,确认了对......
论述了核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装、焊接技术,详细阐述了波动管安装前的方案、焊接工艺评定等的准备工作要求,安装工序和......
It has been found that the pressure in the reactor coolant system (RCS) remains high in some severe accident sequences a......
Characterization of crud deposited on fuel rods under HWC environment in Kuosheng Nuclear Power Plan
Under normal water chemistry conditions, the oxygen and hydrogen peroxide produced by water radiolysis in the coolant of......
Creep rupture assessment for Level-2 PSA of a 2-loop PWR： accounting for phenomenological uncertaint
The Level-2 probabilistic safety assessment(PSA) of pressurized water reactors studies the possibility of creep rupture ......
重水泵是重水研究堆冷却剂系统主泵,是整个反应堆核心设备之一,其质量的可靠性、运行的稳定性直接关系到整个反应堆的安全与运行。......
本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应......
2018年1月31日,AP1000依托项目三门核电站工程2号机组热态功能试验顺利结束,正式进入装料准备阶段。本次热试历时77天,开展了包括......
摘要 针对AP1000和CPR1000反应堆冷却剂系统的异同，笔者从反应堆冷却剂系统的系统设计、系统组成、系统设备参数等方面进行介绍、......
20世纪80年代末，中国开始自行设计建设商用核电站。到目前为止，国内共建成11个核电机组。根据我国核安全导则——核电厂在役检查HAD ......
AP1000非能动核电厂反应堆系统的设计在遵循压水反应堆基本设计理论的前提下，设计了包括最佳估算流量、热工设计流量、机械设计流量......
AP1000反应堆冷却剂系统设计中采用经典的流动阻力计算公式,计算了反应堆冷却剂回路主管道阻力.但由于主管道的管径非常大,而且管......
Validation of the TASS/SMR-S Code for the Core Heat Transfer Model on the Steady Experimental Condit
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海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目，较之以往的核电机组，在简化机组结构，提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进。本文......
本文在昌江核电厂首次一回路水压试验顺利完成的基础上,总结本次水压试验实践经验。通过介绍试验目的、风险和预防措施、试验主要......
针对流量计等测控仪表的布置及波动管等其他管道接口对主管道流场扰动的问题,考虑到流场不稳定性对仪表测量精度会有影响,为了判断......
通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂......
近日,华龙一号全球示范工程—福清6号机组稳压器顺利通过出厂验收。华龙一号稳压器是反应堆冷却剂系统的主设备之一,它的成功研制......
核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障, 一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路134Cs/1......
核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局......
一，前言稳压器安全阀是核电站一回路部分系统中最重要的阀门之一，是保证反应堆冷却剂系统及其相连管道和设备安全的关键设备。在1979......
本文应用热工水力分析程序Kelap5／Mod3对巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组（C-2）反应堆冷却剂系统的低温超压情况进行分析，计算低温超压瞬态......
6月18日,随着K一2机组主管道过渡段1U6焊缝最后一道盖面完成,华龙一号海外首堆卡拉奇2号机组堆圆满完成主管道24道焊口焊接工作,为......
中国核动力研究设计院创建46年来，成功地走出了一条寓军于民、军民融合的发展道路。当前，我国核动力事业面临重要战略机遇，我们必须深......
为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求，应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态......
法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(......
【世界核新闻网站2020年5月19日报道】阿联酋核能公司(ENEC)近日宣布,巴拉卡核电厂4号机组已完成冷试。此次冷试吸取了前3台机组的......
前言根据CAP1000化学和容积控制系统的系统设计和布置情况,利用Flowmaster程序建立了化容系统的净化回路模型,并进行了典型的瞬态......
总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试......
对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研......
<正>我国核电发展主要经历了核电起步阶段和积极发展阶段。从20世纪70年代初开始起步,1984年我国第一座自主设计和建造的核电站—......
应急给水系统(EFS)作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流......
利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程......
核电站运行状态的监测与故障诊断直接关系到核电站运行的安全性、可靠性和经济性。因此,对先进的核电站故障诊断系统进行研究与开......
我国正在自主研发和设计的三代压水堆核电站,稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统超压保护装置在各工况下保证系统压力不超过设计压......
随着人类活动产生的温室气体不断增加,由此引起的全球气候变暖等一系列环境问题也越发严重,因此,世界各国都开始大力发展清洁能源,......
AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防......
以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序......
介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统......
描述了核反应堆堆型的演变过程,介绍了国内第二代压水堆控制棒驱动机构的特点并与第三代AP1000压水堆控制棒驱动机构进行了比较;还......
<正> 一、前言去年3月28日美国的三里岛核电站2号机组发生了一次严重的反应堆堆芯失水事故,造成堆芯和核燃料的破坏以及放射性气体......
在核电厂极限设计事故工况时,由于动力载荷的作用,反应堆冷却剂系统内部存在诸多流体与固体耦合现象,采用流体附加质量的方法等效......
随着核电工业的不断迅速发展以及能源结构转型的不断深入,越来越多的大型核电机组陆续投入运行,提高核电机组的可靠性及运行的稳定......
