非能动安全系统相关论文
核能具有能量密度高、清洁无污染等优点,利用核能发电可以有效缓解我国当前所面临的能源短缺问题以及环境问题。随着核电行业的发......
超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界......
非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系......
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展......
本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案，包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事......
AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型,其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的,同时我国已经引进4台AP100......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工......
先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广......
简要介绍了俄罗斯ＡＢＶ－６Ｍ一体化压水堆技术现状及其总体结构，关键设备部件和系统的设计特点和它的应用前景。......
根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循......
核裂变能发展中面临的两个关键问题是可裂变材料235U储量有限和乏燃料及核废料处置问题。核聚变能是更为清洁安全的能源，但其距离全......
以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、......
详细介绍了自主开发的超临界水堆（SCWR）安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西......
为了满足用户对下一代轻水堆的要求,世界各国开展了大量的研究与开发活动.针对先进压水堆的关键技术,我国十多年来进行了多项专题......
<正>在核电站的电源系统中,由柴油发电机提供的应急电源属于核安全等级电源,是核电站在全厂失电情况下,保障反应堆安全停堆的唯一......
本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以......
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依......
简单介绍了AP1000核电站厂供电系统的设计特点和安全设计准则。
The design features and safety design criteria of power supp......
随着核电技术与应用的不断发展,人们对核电站安全也提出了越来越高的要求。引入非能动系统,作为能动系统的补充,是提高核电安全的......
核电站的安全性一直以来都是人们所广泛关注的问题,近年来非能动系统的广泛应用使得核电厂的安全性能不断提升。非能动安全系统的......
假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算......
介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状，指出我国有些研究堆服役时间较长，设备老化，其性能不能满足现代科学技术发展的需要......
见证完美2013年11月7日,中国核动力研究设计院实验大厅内,年轻的课题研究负责人张妍淡定沉稳地发出一道道指令。在场的中国工程院......
综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的AC600非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、AC600全压堆芯补水实验研究和AC600二次侧非能动......
