基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气......

采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价......

日本福岛核电厂核泄漏事故后，核电厂严重事故下氢气风险及控制问题再一次成为业界关注的热点。对于先进压水堆而言，非能动安全特性是......

针对大亚湾核电站900MW压水堆，采用一体化严重事故分析工具，对小破口冷却剂丧失（SB-LOCA）始发严重事故进行模拟，分析了不同破口尺寸和破......

采用MELCOR程序，以600MW级核电厂为研究对象，在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中，针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆．水......

本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破......

研究表明,在核电厂严重事故情况下所产生的氢气爆炸效应是早期安全壳失效的主要贡献之一。在过去的二十年中,针对氢气的源项、安全......

AP1000核电厂发生严重事故时,如果冷却剂丧失,反应堆堆芯得不到足够的冷却,堆芯燃料元件和结构材料在燃料衰变热的作用下,温度将持......

应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序......