堆芯冷却相关论文
对硼浓度和不凝气体给堆芯冷却监测系统CCMS（Core Cooling and Monitoring System）压力容器液位L VSL测量引入的误差进行了量化计算......
对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运......
福岛核事故后，核电厂严重事故得到更多的重视，严重事故的研究重点也出现了一些变化。本文介绍了严重事故的基本概念、一般进程、主要......
堆芯冷却监测系统（ICCMS）是压水堆核电厂事故后监视的重要组成部分。本文对应用TRICONEX公司的TRICON系统，来实现ICCMS系统数据采集处......
CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可......
以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统......
中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷......
<正>2011年3月11日下午日本发生强地震,福岛第一核电站遭到严重破坏导致放射性物质的泄漏,已经引起了世界各国的高度关注。近年来......
核能是解决当前能源问题的主要途径之一,具有技术成熟与燃料储量丰富两大优势,但同时也面临核废料处理难题。目前普遍采用的“一次......
从理论上分析了密度锁在核反应堆非能动安全中的作用及特点,介绍了密度锁的工作原理和结构形式.对安装有密度锁的反应堆冷却剂系统......
对美国、俄罗斯等国家的核反应堆空间应用进行了研究。其中包括:美国最早研究的SNAP-8系列,可提供多种组合输出的SP-100布雷顿能量......
<正> 1986年4月,苏联切尔诺贝利核电站发生的事故是核电有史以来最大的一次事故。这次事故释放出大量的放射性物质,对环境造成污染......
<正> 一、引言由于压水堆运行性能良好,所以,压水堆已成为目前运行核电站的主要的最成熟的堆型。在全世界核电的进一步发展中,将主......
AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000......
介绍了AP 1000第3代核电堆芯冷却技术的先进性和可靠性,论述了核反应堆堆芯余热产生的机制,对AP1000停堆冷却系统的设计特点、控制......
为了验证CPR1000核电站冷却剂失流事故(LOCA)下堆芯冷却监测系统(CCMS)压力容器水位(L VSL)测量的有效性,对LOCA后影响动压和静压......
<正> 一、前言去年3月28日美国的三里岛核电站2号机组发生了一次严重的反应堆堆芯失水事故,造成堆芯和核燃料的破坏以及放射性气体......
1986年8月,苏联向国际原子能机构提交了一份长达382页关于切尔诺贝利核电厂4号机组事故的报告。据称,该报告的材料取自政府委员会......
期刊
<正> 这份材料取自切尔诺贝利核电站第4号机组事故原因的政府委员会的结论,并由苏联国家原子能利用委员会指派的专家小组准备的。......
