全厂断电事故相关论文
[目的]作为应对全厂断电事故（SBO）所做的重要设计改进项，二次侧非能动余热排出系统（ASP）基于蒸汽发生器（SG）的二次侧闭式自然循环，在全部补......
在利用整体效应实验装置开展核电厂事故条件下安全系统整体性能研究的过程中,受试验装置结构及运行参数的限制,试验范围一般都无法......
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......
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气......
利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系......
用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模......
研究了1 000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路......
针对全厂断电事故的主要事件序列，采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析，论证该反应堆对全厂......
针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事......
中国实验快堆（CEFR）在紧急停堆工况下，会在热钠池上部空间形成热分层现象。热分层出现后，由于上腔室底部存在大量的冷钠（相对而言），这将延......
利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000非能动余热排出系统在全厂断电事故（SBO）下的流动特性进行分析,主要分析了非能动余热排出系统空气冷......
随着核科学技术的不断发展及三次核电站严重事故带来的教训,核能领域对安全性的要求也相应地提高。目前,越来越多的新型反应堆和船......
事故容错燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）是一种新的燃料概念,与目前的UO2-Zr燃料相比,ATF材料能够在较长时间内抵御事故后果,还能......
研究表明,在核电厂严重事故情况下所产生的氢气爆炸效应是早期安全壳失效的主要贡献之一。在过去的二十年中,针对氢气的源项、安全......
本文介绍ACPR1000(第三代核电百万千瓦机组,英文缩写ACPR意指"改进型中国压水堆"堆型核电站核岛反应堆冷却剂循环泵的非能动停车密......
全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。本文通过秦山核电厂全厂断电事故的分析和厂外后果研究,......
采用RELAP5／MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算，论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明，先进堆在发生全厂断电事......
中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆......
采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行计算。该事故将引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但辐......
为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR2.1程序,针......
试验验证是支撑新型先进压水堆核电技术的设计和核安全审评的重要手段,考虑到建设1∶1尺度的试验装置会导致高昂的建造成本,通常会......
