破口事故相关论文
堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整......
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℃;......
为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、......
余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无......
实验发现在竖直管内两相流逆向流动过程中，由于气体的入口条件不同，淹没开始点可能出现在气相的入口处，也可能出现在出口处。由于出现......
由于起步较晚、前期投入不足,我国核电产业的核心设备——核主泵主要依赖进口。中美贸易摩擦的持续升温启示我们,只有把核心技术掌......
研究表明,在核电厂严重事故情况下所产生的氢气爆炸效应是早期安全壳失效的主要贡献之一。在过去的二十年中,针对氢气的源项、安全......
核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位......
