冷却剂系统相关论文
采用低压力的整体试验系统来模拟研究压水堆核电站事故下的瞬态过程是一种经济可行的方法.降压过程比例分析是保证试验系统在不等......
为满足核安全法规,设计规范和准则的要求,确保秦山核电二期工程的安全性和经济性,设计者开展了大量的反应堆结构力学分析和试验工......
核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.阻尼对系统地震载荷有着很大的影响.以反应堆冷却剂系统非线性有......
核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。本文对压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮......
作为三代核电站的典型代表,AP1000成为我国三代技术的主要路线被引进,在浙江三门和山东海阳建设世界上第一、二座AP1000核电站.CPR......
反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)流体系统中的重要系统.该系统由主循环泵、主换热器等设备组成.在反应堆正常运行时,......
反应堆冷却剂加锌是一种用于缓解一回路系统材料腐蚀、降低辐射场的成熟水化学技术，已广泛应用于美国、德国、巴西和日本等国家......
1范围 该SAE标准包括了准备在水及乙二醇基发动机冷却剂系统应用中使用的增强柔性软管。...
在堆芯发生较大的升降功率后，往往会出现修正硼浓度突降，导致硼浓度变化偏离原有预期曲线。本文结合秦山二期1号机组第五燃料循环停......
本文介绍了ＡＲＲ－２反应堆冷却剂系统和与之相连接系统的流程，设计参数，所遵循的设计安全标准以及系统设计特点，运行安全等内容。......
为了研究压水堆核电站冷却剂系统中厚壁三通管件的热应力问题，模拟了速度比分别为0.05和0.5条件下的非等温横向射流，并通过固体区域......
至少一个注射冷凝器(20)用于在反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力在反应堆热停堆状态和使得残余热冷却系统(RRA)能够工作的状态......
介绍了秦山核电站反应堆冷却剂系统阻力特性试验分析方法，通过试验和分析计算，得到了比较精确的系统各部分压降值，该压降值为以秦山核......
介绍了在秦山３００ＭＷ核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较，找出......
核电站三道安全屏障的完整有效是电站安全运行最重要的保障之一,它们依次为:燃料芯块和包壳、一回路主设备及冷却剂主管道和阀门等......
该文介绍了 AC-600反应堆的冷却剂系统、主设备及其主要辅助系统的设计方案与特点,并与现有600MW 压水堆在经济性、安全性、可靠性......
对反应堆主冷却剂系统实时仿真进行了研究.在实时仿真支撑平台ASCA下对反应堆主冷却剂系统进行了建模、编程和计算.程序采用了漂移......
反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应......
仿真技术应用于核电站为电站的人员培训和安全可靠运行提供了极大的帮助,为了使仿真机更直接地为核电站提供信息和技术支持,扩展核......
针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得......
秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分......
用RCC-M B3650提供的简化分析方法及ANSYS程序,计算了秦山核电二期工程冷却剂系统接管嘴和焊缝的各类应力强度,分析了管道沿壁厚方......
<正> 压水堆冷却剂系统中存在各种气体,它们来自随初次充水或补水带入的空气,气体添加物,水本身和化学添加物的辐照分解产物,水中......
反应堆堆芯及主冷却系统是核动力装置的核心部分,系统的仿真计算主要采用以“控制体”概念为基础的建模方法,如Relap5、THEATRe等......
针对反应堆厂房内部结构分别使用梁模型和壳模型进行建模,同时建立了详细的一回路系统与反应堆厂房结构耦接。利用ANSYS软件对不同......
本文以百万千瓦级核电机组一回路作为分析的工程对象,对反应堆冷却剂系统进行结构与功能分析,分别对各个子系统的功能单元和功能部......
介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内......
介绍了大亚湾核电站一回路反应堆冷却剂系统中的稳压器水位测量和控制保护功能。对稳压器水位的计算校验压力和在满功率工况下水位......
