冷却剂丧失相关论文
在Ｈｅｎｒｙ模型的基础上，作了一系列改进并对摩擦进行了修正，得到一均匀非平衡模型。该模型比Ｈｅｎｒｙ模型计算范围广，可计算初始饱和、欠热液体及进口......
简单分析了压水堆冷凝回流传热模式时的蒸气夹带液滴的现象，介绍了压水堆冷凝回流模拟试验系统．对试验系统中的蒸气夹带问题提出了计......
以计算机为基础的工具,正在成为培训计划的基本组成部分。近年来,核工业界在提供更加广泛的、以利用核反应堆模拟器为基础的教育......
PCCSAP-3D是我国自主开发用于分析评价非能动安全壳冷却系统(PCCS)的专用程序。通过对AP1000反应堆系统进行建模,使用PCCSAP-3D模......
为开发核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)认证级分析工具，参照有关法规推荐的保守评价模型，对先进热工水力计算程序RELAP5/MOD3进行了相关......
本文使用严重事故下轻水反应堆瞬态分析程序SCDAP/RELAP5 MOD3模拟了压水堆核电站冷段小破口的冷却剂丧失(LOCA)事故,分别计算了丧......
该文在大量的实验数据的基础上，分析了破口面积对小破口失水事故瞬态热工水力特性的影响。破口面积越大，系统泄压越快，冷却剂丧失越多......
研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案......
8月4日，在中广核集团大亚湾核电基地建设的世界最大LOCA鉴定试验台1、2、3号LOCA炉在手动模式下的调试全部完成。据了解，它的建设填......
文章描述PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽的氧化反应行为。国产Zr-4包壳管在900-1500℃流动水蒸汽中的等温反应速率在1000℃以......
介绍了用核电站全范围模拟机对核电站冷却剂丧失事故（ＬＯＣＡ）所进行的处置方法研究，其中包括了用于事故处置的ＬＯＣＡ大小的分类方法建议。本文重点......
本文介绍了秦山核电厂主冷却剂泵停止后，一回路惰走流量的测试方法、数据处理及测试结果。测试结果表明，安全分析报告所使用的一回路......
本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况，通过对两个常用于低流速下临界热密度预测的经验关系式的分析，说明了进一步......
在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,......
CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,tCHF决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和tCHF的研究具有......
【普氏《核燃料》2018年11月5日刊报道】2018年10月29日,美国麻省理工学院教授Koroush Shirvan在于波士顿召开的美国核能协会(NEI)......
严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为......
本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安......
本文介绍了冷却剂部分丧失时压水堆燃料包壳完整性分析方法,提出了关于包壳腐蚀与吸氢、包壳强度、包壳瞬时坍塌与蠕变坍塌的判定......
压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，正确计算ｔＣＨＦ非常......
