失水事故相关论文
压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的堆芯水位监测。以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情......
为应对能源危机与环境危机的影响,世界各国对核能这一清洁能源的利用逐渐重视,核能在全球能源结构中占有重要位置。经历第一代和第......
在磁约束聚变堆中,包层是实现能量转换和氣增殖的关键部件,为有效提高氣增殖比和能量放大倍数,课题组提出了一种采用天然铀作为中......
锆合金在高温高压水中具有较好的耐腐蚀性能,以及具有足够的高温强度等特点,是当前水冷核反应堆唯一采用的燃料元件包壳材料。锆合......
近年来,核电领域开展了非能动技术的广泛研发和工程应用。对非能动压水堆而言,当发生失水事故时,其安全系统的运行特性和传统压水......
原子核反应中释放出来的能量，叫作核能。它是20世纪50年代开始利用的能源，核电站就是利用核反应堆工作时释放出来的热能使水汽化以推......
在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也......
长期以来,人们普遍认为反应堆,特别是反应堆发生失水事故时释放的裂变产物放射性碘-131是污染环境的主要核素。因为它的比放射性......
在西安交通大学建立了模拟压水堆小破口失水事故的高温高压冷凝回流实验系统．实验表明在倒U型管的冷凝回流中主要有三种流动型式：稳......
在核反应堆工程领域，热分层现象广泛存在于稳压器波动管、给水管等核级管道中。运行经验表明，这种现象影响了核反应堆以及设备的安全......
在发生失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂事故(MSLB)时，在破口处由于水流喷射和随后高温高压蒸汽的泄漏可能会产生大量不同类型的碎片......
核主泵是核电站一回路系统中唯一旋转设备，也是最关键的核动力设备之一。在失水事故工况下，核主泵呈现一个复杂的瞬变流动状态，使主泵......
ESD(事件序列图)方法常用于对事故发展进程及其后果进行分析,但在模型控制及图形建模能力方面存在不足.对较复杂的系统而言,用纯粹......
利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序RETRAN 02 ,对DPR 3型200MW深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池......
期刊
根据西安脉冲堆的特点，建立了脉冲反应堆失水事故分析的数学模型，编制了脉冲堆失水事故仿真分析软件ＸＰＲＬＯＣＡ，对西安脉冲堆的失水事故进行了分......
本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早......
针对脉冲反应堆的特点 ,建立了脉冲反应堆失水事故的数学模型 ,编制了脉冲堆失水事故仿真分析软件XPRLOCA。该软件具有可视化的图......
近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便......
为了模拟大破口失水事故中包壳鼓胀爆破大变形过程,利用圆筒厚壳应力计算公式,结合包壳材料塑性应变曲线及“流动法则”,开发包壳......
失稳氧化是导致锆合金包壳脆化的原因之一。介绍了与锆合金失稳氧化有关的氧化膜特征、机理、影响因素,以及目前仍然存在的问题,旨......
The highest thermal-hydraulic pressure in the containment occurs when reactor coolant in the first loop and steam in the......
本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、......
在单根U形管内进行蒸汽冷凝回流实验,研究冷凝回流的流动及阻液现象.U形管内径为20 mm,总高度为4.1 m和7.0 m两种.主要实验参数范......
本文系统地阐述了可替代源项（AST）进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法，介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释......
对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS......
应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图,并计算出系统在各个......
船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模......
针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相......
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故（LOCA）时，应急堆芯冷却系统启动，冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器（RPV）中，此时压力容器还......
对反应堆堆内构件进行地震加失水事故作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求。压水反应堆堆内构件具有较......
进行了单根U型管内蒸汽冷凝回流实验。U型管的内径为20mm，总高度为4.1m和7.0m两种。在系统压力0.1～6.0MPa、蒸汽质量流速4～45kg/m2......
燃料元件国产化是我国核电自主化生产及出口的重要条件。新型燃料元件的设计制造需要进行辐照考验,而堆内辐照考验回路可以为燃料......
通过三峡垂直升船机1∶25物理整体模型试验,在其承船厢出现事故失水条件下,研究了夹紧状态、悬吊状态及模拟导承阻力状态下承船厢......
针对船用压水堆建立反应堆主要系统和堆舱的热工水力计算模型。以主冷却剂管道破口事故为假想事故，利用该模型对事故过程进行仿真计......
针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行......
传统的热工水力系统程序难以对海上反应堆进行模拟计算和安全分析。通过在动量方程中增加附加力模型,并基于摇摆对系统各控制体的......
失水事故发生时，在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大，为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据......
以屏蔽式核主泵的主要设计参数为依据,在对屏蔽式核主泵合理简化的基础上进行水力设计与三维模型建立。采用计算流体力学软件(CFX)......
冷却剂喷放过程是失水事故(LOCA)的重要过程之一,研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程......
破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经......
对反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动过程进行了实验研究和理论分析.实验回路由竖直管、倾斜管和水平管三段组成,研究......
压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部......
运用一种操作简便、计算速度快的工具软件对某核动力装置一回路辅助系统典型位置的失水事故进行了仿真.通过分析仿真结果得出不同......
为研究压水堆及超临界水冷堆失水事故工况下堆用不锈钢薄壁管的高温爆破行为及涂层与热处理对高温爆破性能的影响,利用自行研制的......
回 回 产卜爹仇贱回——回 日E回。”。回祖 一回“。回干 肉果幻中 N_。NH lP7-ewwe--一”＄ MN。W;- __._——————》 砧叫]们......
在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体......
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