非能动相关论文
福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点.为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动......
引射器是一种起着泵送作用的流体混合装置，具有结构简单、无运动部件、运行安全可靠等特点，是一种典型的非能动、免维护设备，这使其在......
研究了 ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用.研......
非能动核电厂由于采用了非能动的设计理念,无需再通过核岛交流电气系统提供急电源,因此其不再与安全相关,若从概率安全分析(PSA)的......
为进一步应对气候变暖、缓解碳排放量和环境污染压力,满足有限区域范围内陆上或海上持续能源动力供应需求,拓展核能动力在偏远区域......
华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),依靠安全壳内热交换器及壳外的高位水箱,建立自然循环,带走安全壳内热量,实现安全壳非能......
介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MIS......
针对某些压力容器布置较高的核电厂,实施熔融物堆内滞留(IVR)过程中溢出堆腔的水和/或安全壳内冷凝水无法依靠重力自然回流到堆腔,......
期刊
提出开式自然循环冷却系统概念,编制相应的计算程序对该系统的启动、运行特性进行模拟计算,分析闪蒸现象对系统运行特性的影响。分......
以美国10 MW熔盐实验堆(MSRE)为研究对象,设计空气冷却和水冷却2种非能动余热排出系统。通过建立相应的数学模型,采用C++语言编程,......
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......
采用计算流体动力学(CFD)方法对AP1000非能动余热排出热交换器(PRHEHX)进行数值模拟,研究其流动与传热特性。对C型传热管束区采用......
新开发的非能动安全壳冷却系统(PCS)需要进行试验验证,缩比例试验是一种直接有效的验证方法。本文介绍了PCS综合性能试验台架的比......
针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力......
核电厂概率安全评价(PSA)是安全评价的一个重要部分.本文结合中国先进非能动核电厂(简称CAP核电厂)设计特性,对核电厂PSA的主要内......
第三代核电技术允许乏燃料池沸腾作为一种缓解事故的安全措施,但是这种方法还是有一些缺点,尤其当长时间没有补充冷却水时,乏......
基于PCTRAN，以第三代非能动核电堆型AP1000为例研究了核电厂异常事故运行特性，简单介绍了PCTRAN软件，并利用PCTRAN软件对AP1000的......
第三代核电技术先进压水堆AP1000 提出了非能动的设计理念，在不降低安全性的前 提下，简化了设计。先进的非能动理念减少了1E 级的仪......
详细介绍了第三代非能动先进压水堆AP1000技术中采用的数字棒位指示系统的 功能、系统结构，并重点分析了AP1000数字棒位指示系统的......
本文从非能动角度介绍了AP1000的特点。对比传统压水堆核电站,非能动的应用使AP1000电站具有更高的安全性和可靠性。......
在核电站堆芯损坏事故中，因小破口事故引起的堆芯损坏的概率较大，本文应用MELCOR程序，对秦山二期扩建工程小破口严重事故过程进行分析......
AP1000核电站在成熟的压水堆技术基础上，引入非能动安全理念。AP1000的安全分级标准在传统的确定论安全分级的基础上进行了调整，形成......
AP1000核电站作为第三代先进压水堆核电站，采用了非能动设计理念，在简化系统的基础上，提高了核电站的安全性，氢气控制系统针对第二代核......
通过对风电机舱进行简化后建立模型,对风电机舱三维仿真模拟计算,得到风电机舱内部空气温度、空气密度和空气流速的变化三维特征分......
中国核动力院设计的新一代一体化先进堆(CIP)参照国际上第四代IRIS堆非能动专设安全系统,以简化安全系统设计并提高电厂安全系统运......
以CANDU(Canada Deuterium Uranium)反应堆慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计,在此设计中,首次提出......
介绍了国内外模块式高温气冷堆的技术发展概括、与安全相关的主要设计特性和非能动安全特性,以及中国高温气冷堆示范电站的重要设......
2001年10月在阿根廷首都布宜诺斯艾利斯举行了第18届世界能源大会.本文就在会上了解到的有关情况，择要做以介绍.主要是:大会简况；美......
非能动系统的使用是先进压水堆设计的一个显著特点,而全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备.为了验证CM......
脉冲热管是一种完全新式的非能动传热装置,也是一种具有挑战性的、目前没有很好解决的技术.本文报道脉冲热管实验方面的初步成果,......
模块式浮动反应堆在倾斜和摇摆的海洋环境条件下,驱动线随时面临比竖直固定条件下更加恶劣的落棒环境.为了保证控制棒的落棒时间满......
非能动余热排出系统是依靠反应堆传热介质的自然循环而传递堆芯衰变热的系统，是一种非能动安全的系统。采用一维流体动力学模型对一......
该文应用DHRSC程序，对中国实验快堆(CEFR)在主泵卡轴事故工况下，事故余热排出系统进行了计算分析。计算结果表明，在此工况下，快堆事故......
提出了用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统性能三维分析的九方程模型，在 此基础上开发了三维热工水力分析程序PCCSAC-3D。刀......
非能动安全壳冷却系统(PCS)是机组核安全相关系统,通过对系统运行期间可能存在系统误动作、水箱加热器异常、水箱温度和液位异常等......
该论文成功地研制开发出了适用于高温气冷堆非能自然循环余热排出系统的稳态和瞬态热工水力分析的安全特性审评程序SACPRASH.运用......
该论文对先进堆堆芯非能动余热排出系统进行了全面的分析研究,编制出了适用于同时包含多个自然循环回路(蒸汽发生器内U型管二次侧......
针对福岛核电站核事故反馈，为了应对严重事故后产生氢气爆炸影响安全壳完整性，国内在运或在建核电站通过改造或设计上普遍安装非......
非能动储水箱是AP1000核电站安全壳屏蔽厂房顶部喷淋系统的抗震I类大型结构模块,安装就位于屏蔽厂房锥形钢屋顶上方,就位标高2......
