安全注入系统相关论文
在大部分CPR1000堆型核电厂中，安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA（Lossofcoolantaccident）事故工况后15天......
近年来,在一些核电站中,由于热分层引起的管道失效已有报道。然而,在设计老式核电站时,没有考虑这种热疲劳问题。热分层通常是由反......
针对核电厂安全注入系统的设计原则和触发信号,结合反应堆保护系统的旁通功能,分析了火灾对安全注入系统的影响,包括火灾可能导致......
为了研究安全注入系统的可靠度，在现有的核电机组运行基础上，结合神经网络、极大似然估计及支持向量机等数值方法，构建了安注系统的设......
核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,......
阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目，承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统（RIS）／安全壳喷淋系统（EAS）的调......
安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳......
使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟......
核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在......
当反应堆发生事故时需要安全注入系统向反应堆注人冷却水以减轻或控制事故发展。核电站日常运维中需要执行低压安注试验以验证不同......
秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路......
作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP......
针对EPR核电站安全注入系统（RIS）贯穿件与膨胀节环板焊接变形问题,分析变形原因,并制定有效的预防措施和改进焊接工艺。结果表明,所......
随着核电技术的高速发展,其安全性和经济性一直是关注焦点。随着故障诊断技术的应用与发展,以检测、识别、预测和干预为核心的状态......
多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作......
目前越来越多的国家选择AP1000作为其新建核电站类型,因而十分有必要对AP1000进行动态可靠性分析。安全注入系统作为专设安全设施,......
