反应堆安全相关论文
在设计时,反应堆需要考虑非基准事故以及极限事故对反应堆造成的影响,例如一回路破口事故,失流事故等以确保事故工况下反应堆的安......
反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故（Loss Of Collant Accident,LOCA）极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质......
高通量工程试验堆(HFETR)建造于20世纪70年代,在达到20年的设计寿期并进行HFETR的延寿工作时,应国家核安全局对定期安全审查的要求......
中国实验快堆(CEFR)采用的直流式蒸汽发生器作为钠-水回路的压力边界,对反应堆安全承担着重要的作用。一旦其传热管水、汽侧由于结......
非能动余热排出换热器是非能动余热排出系统的一个主要能量输出设备,具有良好传热能力的换热器的应用,不仅可以提高反应堆的安全性......
非能动余热排出系统是200MW低温供热堆重要的安全保障系统,其启动方式对整个系统运行过程和效率产生重要影响。通过建立合适数学物......
运用模糊数学的聚类分析法,对自然循环欠热沸腾起始点的实验和计算数据准确性进行考核,以选择同类准确数据,并判定公式的计算准确......
Ron Oberth博士毕业于加拿大曼尼托巴大学的罗特曼商学院,在美国普林斯顿大学获得博士学位。Ron Oberth博士在加拿大核能行业工作......
以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;......
多重耦合自然循环载热系统热工水力具有流动换热耦合和回路间耦合的特点，本文采用理论分析结合数值计算的方法对自然循环的建立时间......
日本福岛核事故以后,对核反应堆系统非能动安全特性提出了更高要求,促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。本文对热......
研究了辐照靶件在堆内辐照过程中的核发热和传热计算方法.温度的计算结果与实验结果符合良好.这表明:核发热和传热计算方法可为放......
导出了反应堆时空动力学方程的近似解析解。此解的中子密度空间分布曲率是随堆功率变化的，因此它比点堆模型方程的解析解精确。可用......
《反应堆安全》双语课程建设的目的是帮助学生在掌握核电厂安全系统及安全评价方法的基础上,了解近年来国内外核安全和反应堆事故......
针对实际的反应堆启动过程中采用步进提棒的方式,并考虑单组缓发中子效应,以点堆中子动力学方程为基础,导出了反应堆启动的中子倍......
利用分离变量法导出了均匀圆柱形反应堆时空中子动力学方程的近似解析解，它满足反应堆运行现场所需的计算速度和精度要求，对舰船反应......
【法国《世界报》1996年4月15日报道】 在维也纳工作会议召开4天之后,专家和政研人士依然对从切尔诺贝利核灾难中吸取的教训有很大......
快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流......
<正> 采用不同的临界热流密度关系式、不同的DNBR子通道分析程序、不同的DNBR限值、不同的DNBR验收准则和DNBR热工裕量计算方法,得......
压水反应堆堆内温度测量装置是监测反应堆热功率输出及堆内功率分布情况、保证反应堆安全运行的手段之一。该装置以热电偶作为测量......
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根据点堆公式导出了反应性阶跃变化时反应堆内中子增殖的统一公式．可用于反应堆深次临界、次临界、缓发超临界和瞬发超临界状态中子......
介绍了全长棒束非均匀加热临界热流密度实验研究用非均匀加热管的设计原则和设计方法,按照这一设计原则和设计方法,设计了55全长棒......
在加热上升混合对流中,浮升力的存在显著改变了速度分布和切压力分布,使边界层趋于层流化和充分发展湍流起始点的延后,并使传热系......
堆内构件是核电站反应堆中的主要设备。为了保证核电站反应堆安全可靠地运行,对堆内构件的结构设计、应力分析、热工水力、以及工......
弥散型燃料在研究堆和动力堆中有着广泛的应用。起泡是弥散型燃料特有的失效模式,起泡的发生将导致堆芯传热性能恶化,威胁反应堆的......
目前MOX燃料已成为一种可用于轻水堆核电站成熟的核燃料。简要介绍了国外该领域的发展状况以及MOX燃料对反应堆性能的主要影响和应......
