设计基准事故相关论文
随着世界工业生产的快速发展,核能以其高效、无污染、经济和安全的特性受到了多国的重视,核能发电又是核能利用中最重要的组成部分......
快堆的安全性是决定商用时间的重要因素。多年来的实践证明小型钠冷快堆是安全的;通过各国的实践经验和研究分析工作,可以预言大......
为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断......
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用......
现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析.而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基......
移动式氢复合器是在反应堆发生设计基准事故时,使氢气和氧气复合成水,有效地控制安全壳内的氢气浓度在安全浓度范围以内,以确保维......
核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考......
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法，并以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序分析大破口失水事......
采用优选运行参数和结构参数的方法,可达到降低核动力装置尺寸的目的。在优化设计方案投入制造前,有必要研究其在设计基准事故下的......
按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进......
在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条......
以M 310＋型核电厂为例,计算分析了设计基准事故以及严重事故后安全壳内压力、温度环境条件。对核电厂设计基准事故和严重事故分析分......
近年来,核电厂冷源挑战事件发生频率日益增加,冷源问题越来越受到核电厂的重视。本文通过对比,介绍了二代能动电厂和三代非能动电......
IAEA文件No．NS-R-1-2000和我国的HAF102将核电厂工况（状态）划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国的RG1．70和我......
在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计......
在压水堆的设计基准事故中,冷却剂丧失事故有着非常重要的地位,其后果非常严重。为了确保可冷却的几何形状和长期冷却的能力,进行......
压水反应堆由于其技术相对成熟、安全可靠性高、运行性能良好,成为船舶核动力的最主要堆型。在保持推进功率不变的前提下,如能减小......
10MW高温气冷实验堆在电气系统的设计中,针对全厂断电设计基准事故采取了相应的处理措施.在10MW高温气冷实验堆热态性能调试期间进......
压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面.针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设......
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故......
本文对VVER机组及第三代非能动压水堆核电机组对消氢技术的应用进行了比较,分析存在的问题并提出了改进建议,可作为国内新建核电厂......
建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件（Nuclear source radioactive ......
现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计......
本文对秦山第三核电厂停堆保护系统的设计思想进行了论述.文章通过结合实际的应用,对一号停堆系统的参数设置,试验安排方面的介绍,......
