ATWS相关论文
为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷......
为了更有效地进行严重事故管理,需要详细地制定严重事故管理导则,尤其是验证严重事故预防缓解措施的有效性.基于SCDAP/RELAP5/M0D3......
低温乏燃料反应堆(FRD反应堆)采用商业压水堆核电站换料卸出的乏燃料组件,利用其剩余的裂变材料,在低温下将裂变能转换为热能。FRD......
中国先进研究堆(CARR)保护系统和ATWS缓解系统的预防性安全检查系统是为了检查和测试CARR保护系统和ATWS硬件及软件的可靠性和安全......
AP1000采用多重措施和冗余设计降低了ATWS事件的发生概率,缓解了事故后果.本文阐述了AP1000机组的ATWS事件PRA分析结果以及失去给......
,Thermal behavior of the HTR-10 under combined PLOFC and ATWS condition initiated by unscrammed cont
Two tests initiated by unscrammed control rod withdrawal were performed on the High Temperature Gas-Cooled Reactor-Test ......
本文以ATWS作为研究内容，以秦山一期核电厂为研究对象，采用以机理性的核反应堆热工水力计算分析程序（SCDAP/RELAP5）为基础的，具有计算分......
AP1000是我国正在引进的美国西屋第三代核电技术,主要分析AP1000的DAS系统（多样性驱动系统）的设计思想,描述了DAS系统的结构和功能,......
Thermal behavior of the HTR-10 under combined PLOFC and ATWS condition initiated by unscrammed contr
Two tests initiated by unscrammed control rod withdrawal were performed on the High Temperature Gas-Cooled Reactor-Test ......
Uncertainty Evaluation of Anticipated Transient without Scram Plant Response in the Monju Reactor Co
This paper describes the methods and results of an uncertainty evaluation of a significant plant response analysis of re......
期刊
本文以秦一厂最终安全分析报告为依据,在CP300模拟机上演示全部失去主给水的ATWS工况,通过模拟机系统获取堆芯安全相关参数,并与最......
ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形......
文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方......
利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果......
预期瞬态不停堆事故缓解（ATWS）系统是为了确保核电厂在紧急停堆保护发生故障的情况下,相关事故缓解措施能够有效执行的重要系统.因此......
AP1000采用多样化驱动系统DAS作为反应堆保护系统的后备，降低了ATWS事件的发生概率，缓解了事故后果。本文基于概率安全评价的结果对A......
在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏.本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的......
介绍了未能停堆的预期瞬态事故特征及其处理步骤，提出在秦山核电站全范围仿真机上实现各类ＡＴＷＳ事故的完整方案其多重组合方法使之能充分......
未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点......
以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度......
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