安注系统相关论文
【法国《核综论》2010年第3期报道】美国三里岛2号机组于1979年3月28日发生了因堆芯失水而导致堆芯熔化和放射性物质外逸的重大事......
由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题,核电设计产品越来越难满足用户期望.针对上述问题......
1.1.1 反应堆的运行时间和积分功率反应堆的主运行功率8MW,安全运行2391.87h,释放能量为799.39MW·d(表1)。1992年研究性重水反应......
模拟和研究核电厂事故工况下瞬态热工水力特性的综合试验装置,经二年多的筹建,已进入安装阶段。目前二台主循环泵、蒸汽发生器、......
完全丧失蒸发器给水瞬变合并ECC系统及(或)其他系统失效,将导致堆芯严重损坏。作者利用核电厂系统分析程序RELAP5/MOD1对300MW秦......
改进型压水堆(APWR)是在三哩岛和切尔诺贝利核电站发生严重事故后提出的,其目标是通过改进设计来提高核电厂的安全性、经济性和标......
蒸汽发生器传热管破裂事故是压水堆核电厂设计基准事故之一。近年来该类事故在世界上发生的几率为6×10~(-3),引起人们很大的重视......
概括地总结了美国近年来对核电站中水锤事件的评价结果,包括水锤发生的原因,发生的频率,所造成的破坏和受影响的系统等。通过对水......
叙述了秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性能试验概况,主要包括试验范围、泄漏率分配、试验结果和总体评价等。
Describes the Qin......
事故后的堆芯损伤评价方法是核电厂应急计划的内容之一,它用以评价核电厂在经受一次事故后堆芯实际损伤的状态和程度。堆芯损伤状......
秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结 果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与......
本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期......
文章介绍了RETRAN-02程序的自洽稳态初始化评价、调整原则和特殊模型的选用,并以秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故为例进行了分析讨论......
３．１７秦山核电厂燃料小组件加深燃耗辐照考验谢海洪秦山核电厂燃料小组件加深燃耗辐照考验任务是由核工业总公司下达的核电科研项目。该......
3 安全性、可靠性完善和改进的考虑3.1 在完善安全性、可靠性方面所做的工作 （1）保证和提高安全性、可靠性 日本的核电站,依据法规......
本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵......
该课题是由广东核电合营公司生产部及岭澳核电有限公司倡导并出资的,由清华大学核能技术研究院和中国原子能科学研究院反应堆工程......
4.2 安全系统为防止或限制反应堆装置损坏以及包容核电站放射性裂变产物 ,考虑了下列安全系统 : ● 保护系统 ● 包......
大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相......
采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力......
全压堆芯补水箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中、小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性，为验......
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事......
分析压水堆核电厂中现有的孔塞抓具在抓取辐照样品孔塞时的局限性和操作风险,引出辐照样品孔塞短杆工具的研制,阐述短杆工具的使用......
以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和......
对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口......
以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔......
某反应堆一回路止回阀密封面发生开裂,影响核电厂安全运行。此阀门的密封面是由铁基耐磨材料NOREM堆焊而成。采用化学成分测定、力......
本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施,包括自动卸压(ADS)系统、熔融物堆内保持(IVR)系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系......
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......
本文介绍了秦山核电二期工程安注系统管道应力分析评定和管道支撑布置及调整过程.利用专用管道系统应力分析程序SYSPIPE对管系进行......
分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21000μg/g降至7000μg/g，当发生安全壳内主 蒸汽管断裂事故时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力......
80年代后为了消除三厘岛事故带来的负面影响,核电设计人员在满足"用户要求"(URD,EUR)概念的基础上着手开发了第三代核电技术-AP100......
某核电厂大修期间执行安全注入逻辑试验（RPB013）时,低压安注系统（RIS）B列安全阀取压管线突然发生断裂,造成低压安注水泄漏。取压管线断......
核电站安全壳地坑系统是为了应对核电站一回路主冷却系统管道发生破口事故时,收集并向安全注射系统、安全壳喷淋系统提供冷却剂,保......
本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期......
基于节点压力法,开发了适用于可压缩流体的单相热工流网计算软件,针对华龙一号安注系统瞬态工况进行了仿真研究。结果表明,该软件......
