AP1000作为当前世界最先进的第三代非能动压水堆核电站,自面世以来,长期受到国际、国内核电领域的高度关注。AP1000基于非能动安全......

以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统（ADS-1—ADS-4）对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却......

在改造后的AC600全压堆芯补水箱实验装置上,实验研究了不同尺寸的冷段破口,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动......

介绍AP1000核电厂第4级自动卸压系统(ADS4)管线排水的必要性,提供了拆卸爆破阀法兰螺栓自动排水法、爆破阀剪切盖钻孔疏流法、拆卸......

本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,......

对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动......

小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念,使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可......

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计......