事故进程相关论文
利用ASTEC程序比较百万千瓦级压水堆核电站在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下,喷淋模式对事故进程及放射性源项的影响.......
采用核反应堆严重事故分析平台，研究900MW压水堆核电厂一回路冷段小破口(SBLOCA)始发事件导致的严重事故进程，并根据美国核管会(NRC)......
本文简单介绍了严重事故的研究现状,利用MELCOR程序模拟大亚湾核电站全厂断电事故进程,计算裂变产物的释放与迁移,同KORIGEN结合推......
本文介绍了二级PSA的方法及分析内容,着重介绍了事故进程与安全壳响应分析模型——事故进程事件树(APET)以及用于处理和评价APET的......
为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段......
介绍和分析了Ｗｏｒｌｅｄｇｅ认知模型对已知转移率的条件一各种事故进程的人的不响应概率进行了分析和比较，并通过模拟机实验中采集的数据进行了模......
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发......
针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生......
为研究严重事故下“死水区”对模块式小型堆事故进程的影响,采用一体化严重事故分析程序,建立了某模块式小型堆(SMR)的系统模型;并......
