ATWS相关论文
为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷......
中国先进研究堆(CARR)保护系统和ATWS缓解系统的预防性安全检查系统是为了检查和测试CARR保护系统和ATWS硬件及软件的可靠性和安全......
AP1000是我国正在引进的美国西屋第三代核电技术,主要分析AP1000的DAS系统（多样性驱动系统）的设计思想,描述了DAS系统的结构和功能,......
本文以秦一厂最终安全分析报告为依据,在CP300模拟机上演示全部失去主给水的ATWS工况,通过模拟机系统获取堆芯安全相关参数,并与最......
ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形......
在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏.本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的......
基于国际上模拟严重事故瞬态过程最详细的机理性程序SCDAP/RELAP5/MOD3.1,主要分析研究了核电站未紧急停堆的预期瞬变(ATWS)初因(......
未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点......
以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度......
利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果......
文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方......
堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆......
