设备可用性评估的目的是在堆芯损伤后的严重事故条件下评价设备和仪表的可用性，以达到可控的稳定的状态。严重事故现象可能引起恶劣......

本文根据ASME"STANDARD FOR PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT FOR NUCLEAR POWER PLANT APPLICATIONS",结合大破口,双端断裂事故,......

多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难.结合已有基础,本文研......

按照现有的设计和遵循的相关规程,秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行,对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大.本文......

堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,......

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序,它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于......

【中新网2016年2月25日电】据日媒报道,日本东京电力公司(TEPCO)2016年2月24日表示,曾坚称福岛第一核电厂事故发生时的反应堆状况......

合理的安全目标对核电设计、运行和管理工作也具有重要的指导意义.本文以核管会安全目标为例概括介绍了安全目标的种类和体系,并对......

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORI......

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钠冷快堆具有闭式循环、能源利用率高等特点,是具有较好应用前景的第四代核反应堆系统。核能利用中,当发生核事故时,所泄漏出的放......