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[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1993
1 前言 一回路主循环泵的设计和制造,对核电站的运行和安全将起着十分关键的作用。只有在一回路主循环泵工作可靠的情况下,核电站连续地正常供电才有保证。在事故工况下...
[期刊论文] 作者：张森如,,
来源：核动力工程 年份：2004
本文着重介绍压水堆的自然循环冷却、多卜勒效应、反应性慢化剂密度效应以及系统稳压能力在事故过程中的安全作用.对全厂断电事故、反应性事故和小破口失水事故进行了初步分...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1989
文中简要介绍了最近两年来有关水冷反应堆先进技术国际交流情况.同时还介绍了瑞典PIUS、美国 AP-600和 PIUS/BWR、苏联 VVER 和日本 ABWR 等堆型中采用的先进技术。...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：2002
“九五”期间，我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性，经济性，建造和运行等方面的内容，开设了工程设计技术，先进反应堆设计技术，数字......
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1992
一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1993
1 前言 在核电站安全分析中,尤其在与二回路有关的事故分析中,蒸汽发生器瞬态特性计算十分重要。由于蒸汽发生器二次侧为两相流体,其运动和变化十分复杂,要精确地描述蒸...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1992
压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1991
一、前言 核电站的能量主要来自堆芯核子裂变。~(23)U等元素吸收中子后产生裂变反应,同时放出大量的热能。这些热能经元件表面传递给冷却剂,然后通过蒸汽发生器将热能导...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1995
本文对秦山二期核电厂可能发生的超基准事故进行了实步讨论。其中对全部丧失热阱，全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析......
[期刊论文] 作者：张森如,,
来源：核科学与工程 年份：1984
中小型核热电厂采用三回路系统动力装置。文章对高压水中间回路方案可能发生的硼酸稀释,二回路泄压,全厂断电等几个特有的事故进行了初步分析。该装置除了具有更好的供汽安全...
[期刊论文] 作者：张森如,,
来源：核科学与工程 年份：1985
本文对完全自然循环压水堆装置的稳态和动态特性进行了分析。从它自身的特殊性出发,得出自然循环压水堆的稳定性不如强迫循环压水堆好的初步结论。同时,对自然循环冷却在压水...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1986
文章分析了金山核热电站因全厂断电、主泵失去电源和一台主泵卡死等事故所引起的流量丧失瞬态过程。为主泵转动惯量的选择、停堆保护、运行方式等提供了有关设计数据。分析得...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1992
一、前言在水冷反应堆核电厂安全分析中,对核电厂各类事故的热工水力瞬态过程需要进行大量的计算。了解水的热力学特性以及运用有关解析公式计算水的参数,不但有利于正确地...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1983
本文对我国自行设计的60万千瓦核电站在发生大破口失水事故时作用在堆内部件上的受力载荷、泄漏冷却剂的惯性冲击力和安全壳压力等进行了初步分析。讨论了破口裂开时间对受力...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1984
本文简述了核电站安全分析近况,对核电站严重事故列、系统安全分析程序评价、核电站分析器等领域的研究成果做了粗略的介绍,并讨论了关于双端注射、设计基准事故等当前有争议...
[期刊论文] 作者：张森如,
来源：核动力工程 年份：1995
本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分......
[会议论文] 作者：张森如,
来源：二00二年核能发电学术交流会 年份：2002
秦山二期核电站由两台机组构成,每台机组输出电功率为640MWe,第一台机组计划2002年6月1日投入商业运行.该核电站由我国自主设计、建造和运行.在建造和设计期间,虽然碰到许多...
[会议论文] 作者：张森如,
来源：中国核能行业协会2008年中国核能可持续发展论坛 年份：2008
我国目前正在建造和近期将要建造的核电机型中,有二代改进、三代和接近四代水平核电站。核电站堆型种类多,技术各异,在建机组数量大,业主和建造管理单位分散,这是当前我国核电建设的主要特征。本文简述了我国近期核电站建设情况,并对各种堆型的主要特点进行了分......
[会议论文] 作者：张森如,
来源：中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会 年份：2007
压水堆核电技术不断改进和发展。目前正在运行的压水堆核电站属于第二代核电技术。第三代核电站AP1000和EPR分别采用非能动安全技术和大功率技术,试图提高核电站的安全性和经济性。国家核安全局发布了新版HAF102,强调核动力厂应采取有效措施预防和缓解严重事故,......
[期刊论文] 作者：张森如,唐钢,,
来源：核安全 年份：2004
介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。...
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