非能动安全系统相关论文
核能具有能量密度高、清洁无污染等优点,利用核能发电可以有效缓解我国当前所面临的能源短缺问题以及环境问题。随着核电行业的发......
综述为促进我国核电事业的发展而努力············,··“····……”··················……......
美国西屋公司和伯恩斯＆罗电力公司联合设计的600MWe。先进压水堆(简称AP-600)的特点是:堆芯的功率密度低,采用与蒸汽发生器管道口相......
西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计......
机械电子工业部第三装备司、机械电子工业部机械情报所于1991年8月22～24日在北京召开了AC-600型核电机组屏蔽泵和事故开闭阀技术交......
在世界范围内正在投入大量的人力物力来开发先进核动力堆。包括政府、工业界、电力公司、大学、国家实验室和研究所在内的许多组......
ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置。在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依......
【日本《原子能视野》2000年1月刊第14～18页报道】 人们从简化型轻水堆中吸取美国三里岛事故的教训,目的是开发消除人与机器之间的......
安全与质保核电站松动件碰撞特性物理模型研究……………………………………………………………………………刘金汇（３６）核释热瞬态特性......
【美国《核新闻》2003年7月刊报道】 美国核管会(NRC)2003年6月17日宣布,它已发布关于西屋电力公司AP1000先进反应堆设计的初步安......
近年来,国际上提出了一种改进反应堆安全性的新概念“非能动安全”,即通过采用非能动安全措施提高反应堆的安全性和可靠性。第4代......
【世界核新闻网站2014年2月10日报道】阿根廷已完成本国首座CAREM-25型反应堆第一罐混凝土的浇筑工作,标志着这座反应堆的建设工作......
将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模......
针对一体化自然循环试验装置OSU-MASLWR开展的实验,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.3进行分析计算。失水事故瞬态计算结果表明,堆芯......
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......
安全壳的冷凝换热能力是影响非能动安全系统导出堆芯余热的关键因素之一。针对ACP100K模块化小型堆的非能动安全壳冷却系统开展了......
HPR1000是具有能动与非能动安全性的先进核电站。它是基于现有压水堆核电站成熟技术的渐进式设计,融合了包括采用177组CF3先进燃料......
超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界......
问题:核能供暖安全吗?传统供暖已经能解决公众的供暖问题,为什么还要发展核能供暖?核能供暖会成为未来的主流供暖方式吗?答案一:核......
非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系......
中国实验快堆（CEFR）是国家863计划重大项目，列入了国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标。是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一......
本文以西屋公司研发的AP1000为例,对非能动安全系统做简要的描述。作为第三代堆安全系统的重要部分,非能动安全技术在核电站的具体......
采LOFTRAN程序的修改版本模拟AP1000电厂全厂断电后的系统瞬态，结果表明：在长时间全厂断电事故情况下，通过非能动余热排出系统（PRHR）和......
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展......
【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号报道】经过4年的开发,美国西屋公司设计的先进非能动安全600Mw。反应堆(AP 600),达到了美......
1999年12月美国核管会（NRC）向AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月A......
本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案，包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事......
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依......
【正】 【英国《原子》1991年3月号第22页报道】SIR 设计采用了一种新的安全壳系统。由于 SIR 设计不可能发生大破口失冷事故(LOCA......
AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型,其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的,同时我国已经引进4台AP100......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工......
基于两相自然循环的系统实验，结合非线性分岔分析，演示验证并讨论了两相自然循环系统的静态分岔特性与迟滞效应并对其在压水堆中的应......
非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆......
先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广......
依照美国能源部和美国电力研究所(EPRI)的先进轻水堆计划,西屋公司设计了简单、安全、经济的 AP 600——先进非能动压水堆核电机组......
【英国《国际核工程》1993年4月号第48页报道】俄罗斯正在开发功率在500—800 MWe的 3种先进反应堆机组:VVER—500型机组;MKER—80......
【正】 【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号报道】经过4年的开发,美国西屋公司设计的先进非能动安全600 MWe 反应堆(AP 600),......
【《瑞士原子能协会通报》1992年第4期第10页报道】法马通和西门子公司在1989年组建的联合子公司——国际核动力公司(NPI)时,曾就......
【《欧洲核能综览》1993年3—4月第50页报道】当今国际原子反应堆市场普遍要求大大提高新核电厂的性能,以进一步促使公众接受和改......
俄罗斯圣彼得堡原子能设计院（AEP）于近日召开了有关将一种中型商用核电机组用于商业目的的准备会议。这种中型机组是该院开发的VVER......
【世界核新闻网站2016年1月8日报道】法国辐射防护与核安全研究院（IRSN）在2016年1月8日发布的一份报告中表示,需要对如何适当地评估......
