SGTR相关论文
当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号.在瞬态过程中,带放射......
为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对......
应大亚湾核电站的要求,本文使用CTHARE-Ⅱ/V1.3L-1版程序完成了大亚湾核电站18个月换料蒸汽发生器传热管断裂事故分析.分析结果表......
近年来,核电领域开展了非能动技术的广泛研发和工程应用。对非能动压水堆而言,当发生失水事故时,其安全系统的运行特性和传统压水......
在高压综合实验装置上进行蒸汽发生器单根传热管双端破裂事故试验,再现了发生SGTR时的热工水力现象及系统的响应特性。SGTR试验开......
在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量.分析中使用的安全壳背压的大......
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照......
以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h......
小型反应堆具有结构紧凑和多用途的特点,受到了国际社会越来越多的关注。传统的基于信号阈值的故障诊断方法越来越无法满足精确性......
SGTR是核电厂设计基准事故之一,事故后果依赖于操纵员的干预行动,通过秦山一厂320MWe核电机组SGTR模拟演练,根据电站主要参数变化,......
蒸汽发生器传热管破裂（SteamGenerator TubeRupture，SGTR）事故是核电厂的重要事故之一，并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电......
为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型，在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析，以确定事件树......
核电厂人的可靠性分析(HRA:Human Reliability Analysis)定性评价的目的是在定性分析的基础上,确定HRA边界条件和引入HRA模型的人......
本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,......
本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）分析研究,研究就事故造成的最大质......
蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）后，气泡在冷却剂中的穿透深度影响铅基冷却反应堆的安全运行。针对中国铅基反应堆SGTR事故，实验营造不同气......
核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂，难以建立数学模型的特点，本文将基于定性模型的......
给出了秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的审评计算结果,对30 min内操纵员不动作的事故特点、影响满溢的参数和操纵员的干预效......
AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故发生后能够自动将反应堆恢复到稳定状态，但操纵员的及时和正确干预可以更快速的缓解事......
使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就......
[目的]探讨白附子混悬液（SGTR）对荷瘤小鼠端粒酶活性的调节及对p16、bcl-2的相关表达的研究。[方法]采用酶联免疫吸附实验（ELISA）法检......
根据全范围事故分析结果,在发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中,为使发生故障的蒸汽发生器水位不会上升太快,需通过蒸汽发生器排......
蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二......
对于蒸汽发生器传热管破裂事故，现有的分析主要是计算对于环境的释放量，并分析至一、二回路压力平衡，而未对冷却至安全停堆状态进行研......
本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情......
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......
本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设......
本文对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的运行过程进行了分析,针对事故处理过程中的难点、要点给出了建议措施,有助于运行操纵......
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)作为核电站的设计基准事故,与一回路冷却剂丧失事故(LOCA)有些相似,又有些不同。本文分析了发生SGTR的......
华龙一号从设计上提供了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后果的缓解措施,通过降低安注泵关闭扬程、增加快速冷却功能、增加辅助给......
本文以AP1000核电厂为对象,首先利用系统分析程序RELAP5进行建模,参考西屋公司的SGTR事故进程,设定了安全系统以及辅助系统的促发......
非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果......
期刊
人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,定性评价对核电厂庞大的数据进行筛选和分析,是HRA的基础和出发点.......
使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故......
