内置换料水箱相关论文
AP1000作为具有代表性的第三代核电技术,主要依靠非能动安全系统来达到预防和缓解事故的目的。非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和......
以我国自主设计的某第三代核电站反应堆厂房内置换料水箱和外层安全壳外挂水箱抗震设计为背景,采用附加质量法、光滑粒子流体动力......
采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器（PRHR HX）全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究，得到了安全壳内置换料水箱（1......
日本福岛核电站事故之后,一回路堆芯安注失效后的冷却问题引发核电研究者的广泛讨论,AP1000核电站设计的非能动冷却剂系统的优越性......
AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水......
非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统(PRHRs),内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备之一,非能动余热排出......
内置换料水箱(IRWST)和自动卸压系统(ADS)是三代技术核电厂AP1000相比二代技术新增的重要部件。内置换料水箱可在事故工况下可充当......
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)......
建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流......
