非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)作为第三代先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分，能够直接从钢......

非能动系统的使用使核电厂安全系统在设计上进行了简化,降低了系统设备冗余度,同时充分利用自然驱动力,不依靠能动设备驱动,减少电......

通过对核电厂非能动安全壳冷却系统围堰的结构与功能进行分析,并采用有效的质量控制措施,制定了1套围堰安装技术.将此安装技术应用......

AP1000消防系统作为电厂安全运行的重要保证系统,结合三代压水堆核电站的特点,采用了先进的消防设计和技术,较大的简化了消防设备......

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采用计算流体力学(CFD)方法,开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究.对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态模......

该文成功地研制了用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统性能分析的三维热工 水力分析程序PCCSAC-3D.PCCSAC-3D程序充分考虑了......

该文为钍基燃料先进堆TANES设计了满足非能动要求的安全壳冷却系统(PCCS),并用反应堆系统分析程序RELAP5 MOD3.2程序分析了TANES P......

反应堆安全壳作为包容放射性物质泄漏的最后一道安全屏障，其完整性对核安全具有重要意义，而非能动安全壳冷却系统（PCCS）作为保护放射性......

　　先进压水堆核电厂广泛采用非能动安全壳冷却系统以保持事故后的安全壳完整性。含不可凝气体的蒸汽壁面冷凝对安全壳内热量导出......

CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念.本研究......

建立了非能动安全壳冷却系统性能试验中壳外蒸发散热现象无量纲特征数的不确定度计算模型,并对某次试验中壳外蒸发特征数的不确定......

非能动安全壳冷却系统（Passive Containment Cooling System,PCS）是第三代非能动反应堆的专设安全系统之一,用于在事故情况下导出安......

在非能动安全壳冷却系统CFD冷凝模型和蒸发模型的开发过程中,应用了计算流体动力学程序平台CASTEM。采用了Buleev湍流模型和k-ε湍......

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气......

针对大功率非能动安全壳基准事故下的水流特征,采用和原型安全壳相同尺寸比例及切片形式,设计了椭球扇面试验台架装置和相应的测量......

非能动安全壳冷却系统（PCCS）是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和......

本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模......

非能动安全壳冷却系统（PCCS）能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想......

简要介绍了非能动安全壳冷却系统在事故情况下的工作原理。针对交叉气流对安全壳表面水膜的影响,设计了平板试验台架装置和相应的......

[目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方......

采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统（PCS）的海阳核电一期工程核电厂......

针对广义非能动流体控制单元（GPFC）在核电厂大容量非能动安全壳冷却系统的设计和试验进行研究,结果表明,GPFC运行可靠,可实现冷却水......

本文运用美国核管会（NRC）报告NUREG/CR-6465提出的动态流图（DFM）可靠性分析方法,以AP1000核电站安全壳压力超限专设安全设施（ESF）驱动系......

在非能动安全壳冷却系统（PCS）设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热......

核反应堆安全壳建筑的设计至关重要,其用于提高核电站的安全性。由于如TMI,切尔诺贝利和福岛县的核事故,核电发展中的消极观念越来......

非能动安全壳冷却系统是先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分,其中空气对流换热的能力较差,对安全影响较大,因此本文主要研究......

CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究......

本文基于三维CFD安全壳程序GASFLOW开发了热构件壁面上的液膜覆盖与蒸发模型。通过选定AP1000大破口事故序列,采用耦合了液膜模型......

核电站的安全性对于核电的长期发展具有重要的意义。各国纷纷建造在安全性能上更加出色的第三代反应堆，我国引进的是西屋公司设计的......

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环......

安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统（PCS）设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦......

ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......

采用计算流体力学(CFD)方法,开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究。对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态......

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧......

冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统（PCS）的重要组成部分。水箱中液体晃动频率低,在长周期地震动作用下容易发生大幅晃动,因此在......

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速......

针对威斯康辛大学AP600冷凝实验的实验本体进行结构分析,计算其承压能力和密封性能。因通过计算发现实验本体承压性能不足,提出改......

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣＭＤ，对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式、ＧｉｄｏＫｏｅｓｔｌ关......

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模......

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行......

非能动安全壳冷却系统(PCCS)水分配装置是PCCS的重要组成部分,也是系统功能能否实现的关键。本文简要介绍了水分配装置的功用、设......

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束,分析了管间距在1.5d～5d(d为管径)范围内的管束效应......

介绍了非能动安全壳冷却系统、空气导流板的功能作用及空气导流板的材料选用。...

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型（SFM）对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值.因此,根据扩散层模型（DLM）与SFM......

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安......

AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”，但是目前为止，AP1000非能动安全系统的某些重要安全功能还没有获得验证。因此，对AP10......

核电站的安全性一直以来都是人们所广泛关注的问题,近年来非能动系统的广泛应用使得核电厂的安全性能不断提升。非能动安全系统的......

设备的定期维修提高了其可靠性,因此对工业应用上的设备需要定期进行检修,避免出现非预期失效导致系统、设备功能丧失,但是由于现......