非能动核电厂相关论文
由于非能动核电厂的风险水平较低,所以目前风险指引管理中的风险接受准则对其存在适用性问题。本文首先对现有的风险接受准则进行......
非能动三代核电技术是国家引进的大型先进压水堆核电技术,已被确定为中国未来核电建设的主流技术之一。非能动核电厂安全级用电设......
我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换......
由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项，在分析用于模拟AP600核电厂的A PEX试验台架小破口事故时，安全壳内置换料水箱......
本文简述了非能动核电厂内安全壳厂房非1E级电缆桥架的灭火方案,并结合工程实例,对水喷雾设计、喷头的布置选型、系统计算等进行了......
介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和......
AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后......
AP1000是目前国际上典型的＂三代＂非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给......
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过......
AP1000核电厂中人员可靠性分析方法和内容的不合适成为安全审评遗留问题而急需研究解决。通过对国外资料的调研消化,结合非能动核......
基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动......
采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷......
