安全注入系统相关论文
在大部分CPR1000堆型核电厂中，安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA（Lossofcoolantaccident）事故工况后15天......
近年来,在一些核电站中,由于热分层引起的管道失效已有报道。然而,在设计老式核电站时,没有考虑这种热疲劳问题。热分层通常是由反......
本文描述了意大利标准压水堆的总体设计,根据意大利国家能源规划,计划建造的7至8座反应堆将采用这种压水堆。适合意大利条件的一些......
【英国《国际核工程》1982年12月号第42页报道】根据英国中央电力局的要求,它的Sizewell-B压水堆设计与美国标准组件核电站系统(S......
高压安全注入系统是核电站专设安全设施的一个组成部分。正常运行时,它是个备用设备,发生失水事故时,可向堆芯注入应急冷却水,以确......
针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的......
针对核电站安全注入系统(RIS)低压安注泵(LHSI)小流量管线减振改造方案,开展可实施性评估。采用计算流体动力学(CFD)数值计算与试......
以典型的小型堆为研究对象,用MELCOR程序对满功率运行的小型堆全部电源丧失严重事故序列进行计算,分析比较几种缓解措施对事故缓解......
在安全壳地坑过滤器纤维层形成的过程中,颗粒和部分纤维材料穿过过滤器进入下游的安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)流道,核......
针对核电厂安全注入系统的设计原则和触发信号,结合反应堆保护系统的旁通功能,分析了火灾对安全注入系统的影响,包括火灾可能导致......
为了研究安全注入系统的可靠度，在现有的核电机组运行基础上，结合神经网络、极大似然估计及支持向量机等数值方法，构建了安注系统的设......
核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,......
安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳......
使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟......
核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在......
当反应堆发生事故时需要安全注入系统向反应堆注人冷却水以减轻或控制事故发展。核电站日常运维中需要执行低压安注试验以验证不同......
秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路......
作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP......
针对EPR核电站安全注入系统（RIS）贯穿件与膨胀节环板焊接变形问题,分析变形原因,并制定有效的预防措施和改进焊接工艺。结果表明,所......
随着核电技术的高速发展,其安全性和经济性一直是关注焦点。随着故障诊断技术的应用与发展,以检测、识别、预测和干预为核心的状态......
多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作......
目前越来越多的国家选择AP1000作为其新建核电站类型,因而十分有必要对AP1000进行动态可靠性分析。安全注入系统作为专设安全设施,......
