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......
根据CAP1400核电厂正常余热排出系统(RNS)的布置情况,RNS泵入口管道的直管段较短,不满足通用布置准则规定直管段长度须大于3倍管道......
余热排出系统是球床式高温气冷堆与固有安全性相关的重要安全系统之一,需要对该系统中的主要设备进行详细的抗震分析。文使用有限......
本文利用RELAP5/MOD3.2对非能动余热排出系统运行特性进行计算分析,计算结果表明,在失去全部电源事故时,该系统能够顺利地建立3个......
本文介绍了HTR-PM余热排出系统的工作原理和设计方案;研究了极端气候条件下的系统工况;并结合THERMIX程序的计算结果,对事故工况下......
本文对非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析.该系统利用三个回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出.以质量、动量和能......
在压水堆核电厂换料大修后,利用抽真空方法对一回路进行充水排气,可以减少主泵启动次数.本文针对余热排出系统在一回路负压运行工......
核电厂的管道系统中,T型三通管道内部冷热流体掺混时引起的热疲劳及其危害受到了广泛的关注和研究.其中核电厂停堆过程中,余热排出......
为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进......
M310核电机组余热排出系统安全阀采用法国WEIR公司的SEBIM先导式安全阀,是核电厂中重要的阀门。目前M310压水堆核电站核反应堆一回......
余热排出系统(RRA)的主要功能是在电厂停堆期间,在经蒸汽发生器初步冷却和降压后,从堆芯和反应堆冷却剂系统排出热量.本文通过故障......
压水堆核电厂停堆过程中,第一阶段由二回路执行降温降压过程,第二阶段由余热排出系统降温降压直至冷停堆状态.余热排出系统接入一......
针对最新欧洲压水堆用户手册(EUR)中对于电站停堆时间的要求,某三代核电机组对承担停堆过程中堆芯衰变热导出功能的余热排出系统进......
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......
7月11日,中核集团自主研发、具有自主知识产权的三代核电技术ACP1000非能动余热排出系统(简称PRS)相关实验研究通过检查,正式启动......
本课题在法国快堆系统分析程序OASIS的基础上,开发出适用于池式钠冷快堆系统的交互式安全分析软件,并基于中国实验快堆(CEFR)的设......
中国实验快堆(简称实验快堆,CEFR),热功率65MW,试验发电功率20MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统......
西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计......
清华大学5MW核供热站的余热排出系统是由3个自然循环构成的非能动式余热排出系统。各个阶段的调试表明,该系统的设计是合理的,3个......
本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵......
在秦山300MW 核电机组全范围仿真机中,对一回路辅助系统(包括化学容积控制系统、余热排出系统、安全注射系统、设备冷却水系统及疏......
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数......
采用自然循环的余热排出系统是一种被动安全的系统。用一维流体动力学模型分析了具有三重自然循环回路的余热排出系统的余热排出过......
在核电厂的安全研究中，通常着重研究核电厂带功率运行下的瞬态和事故，而对停堆工况下的安全问题研究较少。许多事故后的操作规程也只......
高可靠性的保护系统是核供热堆安全可靠运行的重要保证。本文介绍了围绕核供热堆保护系统所开展的设计和研究工作。着重讨论了核供......
根据ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置的调试程序、运行规程及调试大纲，进行了该实验装置调试。调试结果表明：ＡＣ６００二次侧非能动余热排出......
ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置。在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依......
通过建立合理完善的ＡＣ６００应急余热排出系统的数学模型，研制了用于该系统热工水力瞬态特性分析的动态仿真程序ＭＩＳＡＰ。并应用ＭＩＳＡＰ对全厂断电事故时......
CEFR在事故停堆后的剩余功率需通过事故余热排出系统导出。CEFR要求验证在事故余热排出阶段剩余功率≤额定功率的1％（功率分别为 2、3......
第 1 期发展核电对减排二氧化碳的贡献 赵仁恺(1)压水堆核动力系统模糊控制研究 刘胜智,崔震华,等(9)非线性迭代半解析节块方法在......
余热排出系统是压水堆中重要的安全系统之一,需要对该系统中的主要设备进行详细的抗震分析。采用实体单元和壳体单元组合对余热排......
针对中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组安全系统定期试验存在的问题,结合机组安全分析、定期试验设计方法,提出CPR1000机组定期......
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,......
中国实验快堆(简称实验快堆,CEFR),热功率65 MW,试验发电功率20 MW,首炉燃料使用UO2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系......
中国实验快堆(CEFR)的热功率为65 MW,试验发电功率为20 MW,首炉燃料使用UO_2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首......
中国实验快堆的主回路冷却系统和事故余热排出系统中部分管道的工作温度超过材料的蠕变温度(427℃),反应堆的设计寿期为30a,在运行......
中国实验快堆(CEFR)热功率65 MW,试验发电功率20 MW,首炉燃料使用UO_2,采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路热传输系统,并首次设立......
针对大亚湾核电站原始设计中反应堆余热排出系统(RRA)的入口隔离阀控制逻辑的设计不满足单一故障的情况,提出增加2台压力变送器的......
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......
采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断......
基于自主开发的海洋条件系统分析程序RELAP5/MC,研究了倾斜、摇摆海洋条件对浮动式核电厂全船断电事故(SBO)后系统自然循环特性的......
地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器（SG）二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头......
以模块化小型压水堆(ACP100)非能动余热排出系统为对象,建立系统进口管段一维传热模型,研究进口管段传热特性及系统泄漏瞬态,一维......
