反应堆冷却剂相关论文
提出一种压水堆核电厂临界前反应堆冷却剂流量测量方法，通过高精度临时流量传感器测量数据修正正式流量传感器流程测量系数，并将修正......
AP1000为先进的第三代非能动核电技术.其中反应堆冷却剂主泵采用带高惯性飞轮的大功率屏蔽泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整......
一、引言核电站对满足世界能源需要起着重要的作用。目前有26个国家的工作型核电站已投入使用。有8个国家正在或准备建设核电站。......
压水堆核电厂通过冷却剂流经燃料组件进行热量交换将核裂变产生的能量带出堆芯,冷却剂与燃料组件的热工水力和结构形变特性直接关......
介绍了安全注射系统边界阀的反向冲洗方法,解决了核动力装置安全注射系统边界阀清洗时废水污染一回路系统反应堆冷却剂的问题。
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核电厂系统二次侧排热增加将引起反应堆冷却剂温度下降,堆芯反应性增加,并引起功率水平上升。审评该类事故的要求是在事故工况下......
在我国核电厂的安全审评过程中,主要采用确定论法,对设计基准事故(DBA)进行安全审评分析计算,以鉴定安全设施的功能和评价核电厂......
在核电厂发生反应堆冷却剂装量意外增加事故时,随着注入水的硼浓度和温度的不同,随着自动控制系统响应的不同,其结果可能使反应堆......
导致反应堆冷却剂流量下降的事件有: (1)反应堆冷却剂强迫流动部分丧失;(2)反应堆冷却剂强迫流动全部丧失;(3)反应堆冷却剂泵轴卡......
本工作应用RELAP5/MOD1程序,对秦山核电厂反应堆冷却剂回路流量减小事故(失流事故)进行了分析计算,对评价秦山核电厂抗御失流事故......
稳压器安全阀或卸压阀意外开启事故分析是安全审评中的一部分,为此进行了审评计算及评价。稳压器安全阀或卸压阀意外开启会使反应......
有人提到核能便会想到原子弹,想到“切尔诺贝利”,认为核能是不安全的能源;有人则认为利用核能会产生放射性核废料,认为核能属于“......
反应堆失水事故时,反应堆冷却剂从破口流入安全壳内,在安全壳的内部结构物和
In the event of a reactor loss of water, the re......
本文摘录了水堆冷却剂压力边界允许的泄漏值,分析了水堆压力容器法兰泄漏的原因,提出了防止水堆压力容器法兰泄漏可能采用的措施.
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本文扼要介绍核电站设备和管道系统在加工制造、安装和安装后各个时期的清洁要求与清洗方法,以及清洗后的维护方法。
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反应堆冷却剂进口管破裂时断面上流体突然失压,本文不研究流体失水喷放形成大流动和汽水分离全过程,只研究失压时吊篮与流体耦合的......
从反应堆位置上释放出来的氚以什么状态存在,关系到它的释放途径与安全评价问题。通过在高通量工程试验反应堆(HFETR)上试验证实,......
在核电站中,蒸汽发生器的部份U形管常常需要堵管。本文分析了蒸汽发生器的部份U形管被堵后继续运行对反应堆热工设计安全性能的影......
简要介绍解析法和 RELAP5/MOD1计算机程序中计算压水堆失流事故下冷却剂惯性流量的方法.以秦山核电厂的一种设计方案为例,比较了两......
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......
介绍了5MW供热堆控制棒流体动压传动的原理及运动特性,并着重分析了它对反应堆安全特性的影响。这种传动不同于压水堆上使用的电磁......
介绍了5MW供热堆控制棒流体动压传动的原理及运动特性,并着重分析了它对反应堆安全特性的影响。这种传动不同于压水堆上使用的电磁......
５ ＭＷ供热堆使用水力步进式驱动系统作为控制棒驱动系统．它是一种不同于压水堆使用的电磁－机械式传动的一种全新的控制棒传动。它以反应......
控制棒水力驱动系统是不同于一般水动力堆使用的电磁-机械式传动系统的新型传动装置。它以反应堆冷却剂(水)为工作介质,经泵加压后......
本文介绍了北京核电站培训中心模拟器中所模拟的核电站典型事故。对六种典型事故按事故机理、事故征兆、事故下主要参数变化趋势、......
在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,......
最近，位于日本大熊的东京电力公司1号福岛核电厂的反应堆冷却剂供水泵的一个阀门发生了泄漏，目前正在进行调查。太平洋沿岸的城镇大......
本文介绍了切伦科夫计数原理；分析了反应堆冷却剂中活化产物、裂变产物的放射性特性；讨论了用切伦科夫计数确定反应堆破损元件组件的......
核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压......
[美国《核新闻》2004年7月刊报道]美国核管会(NRC)向所有的压水堆许可证持有者发布了一项通报,要求它们对使用合金600或者合金82和......
国产核电厂(300MW)反应堆压力容器用A508-3钢制造,它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度(RTNDT)低于-20℃......
恰希玛核电厂从2000年5月3日至2004年4月15日,经历了第一循环至第二循环,反应堆运行了1025d,811等效满功率天(EFPD),2.22等效满功......
向反应堆冷却剂中添加Pt、Rh等贵金属,形成贵金属水化学(Noble ChemTM),当结构材料表面贵金属沉积量为0.2μg·cm-2时,就能使反应......
向反应堆冷却剂中加锌,可减缓停堆大修期间核电站的辐射场强度,也可改变核电站结构氧化膜的特性,从而减缓结构材料在压水堆环境中......
余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料)......
能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日~7日,在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核......
核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级......
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆......
将海洋条件对反应堆冷却剂流动的影响归结为动量方程中海洋条件附加力的影响,从非惯性系动量方程出发,针对并联通道,计算得到4种耦......
利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器......
