DNBR相关论文
森林大火严重影响生态环境及人民生命财产安全。快速准确的提取过火迹地范围、掌握火灾情况,快速做出应急响应非常重要。本文以202......
堆芯功率能力验证是堆芯设计安全论证中的重要内容,本文介绍了CPR1000电厂功率能力验证的计算方法以及该方法遇到的问题,从燃耗点......
偏离泡核沸腾（DNB）设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核......
本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂......
本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中......
本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP......
国产先进压水堆相比于传统压水堆，系统设备与运行参数均有较大变化，对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程......
该程序以单通道分析为基础,采用一子通道分析程序作为参照,对它们各自的计算结果进行比较,通过对单通道的两个热工参数进行修正,使......
当前商业压水堆核电站在低压事故工况下普遍使用W-3关系式进行DNBR计算,而W-3关系式是基于早期的圆管和环管等的热工实验数据的。......
为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续......
用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3......
对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF......
大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换,使得原堆芯热工水力设计不再适用。18个月换料的热工水力设计采用法马通新......
四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件......
偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏......
为探讨基于归一化燃烧率(Normalized burn ratio,NBR)的森林火灾火烧迹地识别规则在我国森林火灾火烧迹地识别中的可用性和适用性,......
采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:......
在堆芯热工水力设计中，传统的确定法论法把咯不利因素按最不利方向考虑，所得结果偏保守。全统计法（MSG）将电站系统参数不确定性，热通道......
针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、......
