余热排出系统相关论文
余热排出系统（RHRS）作为先进核能系统的专设安全设施之一,其在冷停堆工况下失效所导致的核安全事故将会引发一系列非常严重的后果,甚......
在熔盐堆正常或事故停堆时,非能动余热排出系统是保障熔盐堆安全的重要系统之一。本文以熔盐堆余热排出系统为研究对象,设计并搭建......
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研......
在非能动安全功能可靠性方法(RMPS)框架下,对某型核动力装置非能动余热排出系统原理性试验系统的热工水力可靠性(TH-R)进行评估,并......
作为第四代反应堆堆型之一的熔盐堆，其非能动余热排出系统在导出衰变热、降低燃料盐温度、确保排盐罐安全方面起着重要作用。自然通......
AP1000非能动余热排出系统（Passive Residual Heat Removal System PRHRS）作为AP1000非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling Syste......
任何反应堆和系统的设计都要把安全问题放在首位，在反应堆众多的安全环节中，保证停堆后余热的安全排出是一个非常重要的环节。本文在......
运用一维流体动力学模型对 2 0 0MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟 ,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分......
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠......
介绍了高温气冷堆非能动余热排出系统的辐射换热计算方法。从基本的辐射换热微分方程出发,建立了一套完整的辐射换热数值计算模型,......
非能动余热排出系统是核电站堆芯安全性的重要保障,为优化钠冷堆余热排出系统的热工设计方法,明确环境温度及空气冷却器结构变化对......
非能动余热排出系统是200MW低温供热堆重要的安全保障系统,其启动方式对整个系统运行过程和效率产生重要影响。通过建立合适数学物......
压水堆核电厂停堆期间,稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态,此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升高即是低温超压事件。由于......
本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案.该方案利用两个回路的自然循环,将事故工况下......
对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．......
[摘要]本文介绍AP1000核电站正常余热排出泵间的通风系统的设计特点与布置原则，介绍相应的冷却机组的选择计算方法，通过对比分析，说明......
文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点,并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。......
为了用数值计算的方法对低温堆余热排出系统中各个关键点的温度、压力、流量进行模拟计算,选择C++语言作为具体实现的程序语言,采......
某型船用压水动力堆余热排出系统（危冷系统）电动闸阀存在卡阀和内漏的常见故障,分析设计和使用不当造成的原因,并提出在余热排出系统......
为研究HTR-PM反应堆舱室自然对流特性,本文分别就黑度系数、辐射模型、流动模型及壁面处理方式等进行了讨论,摸索出适用于HTR-PM反......
压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现的热疲劳问题影响核反应堆的安全。本文通过一种采用单轴疲劳试验数据拟合疲劳寿命......
当余热排出(RHR)系统入口管道在安全壳贯穿件下游发生断裂时,放射性核素随一回路冷却剂的排放直接释放到环境中。本文根据RHR系统......
针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计．探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的......
非能动余热排出系统是模块式高温气冷堆（MHTR）实现固有安全性的重要保证。采用预应力混凝土压力容器（PCPV）代替钢制压力容器作为MHTR的......
建立了200MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型，该模型采用了一维均相模型，并做了漂移修正.研制了适用于该系统的稳态及瞬态......
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......
高温气冷堆的余热排出系统为非能动式系统,是一回路舱室冷却系统的组成部分之一。本文建立了10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）余热排出系......
核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却。反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文对AP10......
低温超压事故在电厂停堆期间发生频率较高,并有可能导致堆芯熔化,是停堆工况下一个重要的安全问题。本文对一回路发生低温超压事故......
为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求，应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态......
结合船用核动力装置的特点,阐述了建立基于故障树维修性模型的方法和流程。以建立故障树为基础,建立了关于船用堆余热排出系统基于......
铅基堆具有良好的中子学性能、热工水力学性能、化学性能和固有安全特性而成为极具发展潜力的第四代核能系统。在铅基堆停堆后,堆......
非能动余热排出系统是保证试验快堆安全工作的重要措施,爆破片是一种非能动超压泄放装置.本文对反复加载的疲劳载荷作用下的爆破片......
为了评估非能动慢化剂余热排出系统的有效性，本文采用CATHENA程序模拟了正常工况及冷却水流失事故工况下非能动慢化剂余热排出系统......
以美国橡树岭国家实验室设计的10Mw熔盐实验堆（MSRE）作为研究对象，提出一种满足安全要求的非能动余热排出系统概念设计，给出系统回路的......
为了解决非能动慢化剂余热排出系统的不稳定性,本文对原系统结构设计进行了更改,并采用CATHENA程序模拟了在失流事故工况下改进后......
介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在......
余热排出系统管道发现的热疲劳裂纹问题关系到压水堆的安全。本文基于开源有限元软件Code_Aster,采用Lagoda-Macha-Sakane模型预测......
研究了改进型低温供热堆非能动余热排出系统不稳定性问题。采用RELAP5程序计算分析了非能动余热排出系统瞬态响应情况,余热排出系......
<正>【国家核安全局网站10月21日讯】10月21日,国家核安全局印发《关于近期核电厂人员行为导致运行事件情况的通报》(国核安函〔20......
建立了压水堆余热排出系统的GO-FLOW图。根据GO-FLOW运算法则精确计算出系统在不同时间点的成功概率。结果表明,GO-FLOW法能计算有......
文章分别应用GO法和故障树法对船用核反应堆余热排出系统进行了可靠性分析,比较了两种方法建模和计算的不同。在建模和计算过程中,......
由多个自然循环回路耦合而成的余热排出系统具有明显的非线性特性。本工作开发了高效的全局求解方法,通过计算程序实现该算法,并对......
提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接......
应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维......
