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[期刊论文] 作者：王煦嘉,
来源：科学与财富 年份：2011
简单介绍堆外严重事故中HPME（熔融物高压喷射）和DCH（安全壳直接加热）现象的产生机理及危害。根据SECY-93—087要求，分析可用于避免和缓解DCH现象的电厂设计的有效性。同时运用确定......
[期刊论文] 作者：王煦嘉,,
来源：原子能科学技术 年份：2012
应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR...
[期刊论文] 作者：王煦嘉,
来源：原子能科学技术 年份：2012
根据恰希玛二期（C-2）核电厂功率运行阶段调试性能试验数据,从工程设计、系统调试等各方面寻找电功率未达到预期值的原因,提出技术见解。并以此为例,对核电厂设计和调试等方面提......
[期刊论文] 作者：付在伟,王煦嘉,,
来源：核标准计量与质量 年份：2020
当前小堆从设计研发阶段正逐步推向市场应用.小堆自身特点和设计理念与传统大型核动力堆不尽一致,这对我国当前的法规标准的优化和改进提出了挑战.文章介绍了法规标准在小堆...
[期刊论文] 作者：王煦嘉,詹文辉,
来源：核电工程与技术 年份：2008
本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的设计及其运行机制，以及在缓解小破口失水事故（SBLOCA）中的系统响应，并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）缓解SBLOCA的过程进......
[期刊论文] 作者：王煦嘉,臧希年,,
来源：清华大学学报(自然科学版) 年份：2007
为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5...
[期刊论文] 作者：赵飞云, 王煦嘉, 姚彦贵,,
来源：中国核电 年份：2016
文章针对核电站安全提出“设计安全”和“现实安全”的概念，通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件，阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性，重点描述了设计安全保障......
[期刊论文] 作者：赵飞云,贺小明,王煦嘉,刘勇胜,,
来源：机械设计与研究 年份：2016
对3D打印技术体系和国内外产业发展现状等进行了综合分析,重点阐述3D打印技术在核电设计与制造业中的潜在应用,并从设计与打印的平台开发、核级材料的应用开发、制造验收标准...
[期刊论文] 作者：申屠军,王煦嘉,余建辉,王秋雨,,
来源：仪器仪表用户 年份：2016
核电厂功能要求分析是电厂工艺系统设计、控制功能配置、主控室画面设计等的基础,也是人因工程评审和主控室设计的重要要素或内容。压水堆重大专项CAP1400核电厂在设计时开展...
[会议论文] 作者：郑明光,申屠军,王煦嘉,田林,邱忠明,
来源：第三届能源论坛 年份：2015
CAP1400是基于中国的核工业体系和装备制造能力,在国家重大科技专项及新型举国体制的推动下,再创新形成的具有自主知识产权的三代非能动先进压水堆核电型号.本文介绍了CAP1400的研发历程、总体设计要求、安全与性能指标、总体技术方案演变、电厂安全设计考虑,并......
[期刊论文] 作者：郑明光,严锦泉,申屠军,田林,王煦嘉,邱忠明,
来源：工程（英文） 年份：2016
压水堆CAP1400是基于中国核工业研发体系和装备制造能力以及非能动压水堆AP1000的引进和消化吸收,并经过集成创新与再创新而形成的具有自主知识产权的第三代非能动先进压水堆...
[期刊论文] 作者：郑明光,严锦泉,申屠军,田林,王煦嘉,邱忠明,,
来源：Engineering 年份：2016
压水堆CAP1400是基于中国核工业研发体系和装备制造能力以及非能动压水堆AP1000的引进和消化吸收,并经过集成创新与再创新而形成的具有自主知识产权的第三代非能动先进压水堆...
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