事故工况相关论文
为使管网能够在压力分区后仍能同时满足典型日、最高日最高时和事故工况下关键控制点的最低压力需求，提出了一种基于粒子群优化的管......
“十三五”期间,中石化山东省天然气市场持续扩大、资源供应结构不断调整,使目前运行的管道已经无法满足输气和调峰的需求。中石化......
在中国绵阳研究堆CMRR 建立固态氚增殖剂在线产氚实验研究平台，开展候选固态氚增殖剂堆内辐照产氚性能研究，可为氘氚燃料循环氚"自......
为了掌握整个高中压管网在事故发生后的水力工况,为后期管网事故评估以及管网调度做好基础,本文提出了一种利用遗传算法求解管网事......
倒U型管蒸汽发生器（UTSG）是目前核反应堆系统中常用的一二次换热装置，在事故工况下，随着一次侧流量降低，以及入口温度的升高，倒U型管蒸汽......
人类文明社会的发展离不开对能源的需求。核能是一种高效绿色的能源，应当作为能源发展的重点之一。不过，核能的发展也面临一些挑战。......
本文分析对象为新疆某市大型集中热网,现状为单一公司多热源联网运行.由于另一公司新热源接入现有热网,且需要将部分现状负荷划入......
利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数......
【世界核新闻网站2013年9月26日报道】两家美国国家实验室的研究人员发现,辐照后的碳包覆三向同性(Triso)燃料颗粒的耐高温能力超......
准确了解天然气管道的瞬时工况变化情况,对于管道运营管理部门来说,有助于其调度管理和制定管网系统的运行方案,并提前制定相应的......
延迟焦化装置加热炉管的结焦是影响装置开工周期的重要原因。在建立辐射进料组成的数学关系的基础上，综合考虑油品线速、循环比和管......
本文从粒子探测器的原理以及类型谈起,对第三代核电站AP1000的堆外核测系统(NIS)做了一个详细的说明.NIS系统属于保护与监视系统(P......
目前悬索式跨越架的设计未考虑动态冲击效应。为了探究悬索式跨越架在不同工程参数下抗导线冲击的影响规律,文中以悬索式跨越架承......
长输管道工艺系统是一个统一的、连续的水力系统,若首站和某中间站突然出现非正常阀门启闭和泵机组非正常停运,就会导致水击现象发......
γ射线现场探伤无实体屏蔽,且现场人员复杂,一旦发生事故,其对周边环境和人员影响较为严重.为了探究事故工况下γ射线现场探伤对周......
蒸汽发生器(SG)是核电厂中最关键的设备之一。它用作热交换器,主要功能是将来自反应堆堆芯热量经一次侧冷却剂传递至二次侧给水,从......
田湾核电站一期工程每台机组设计了2台事故工况下乏燃料水池液位计,负责在电站正常运行期间和事故工况后,仍然对反应堆厂房乏燃料......
本文讨论了按可靠性原则设计管网各管段直径的计算方法,确定环状燃气输配系统的输送能力。建立了可靠性绝对指标——限额气耗量;论......
XT3厂为K-1000-60/1500核电汽轮机组研制了新的电液调节系统,其型号为ACYT-1000。该系统采用完善的电子系统、快速作用的电液转换......
介绍某厂３００ＭＷ锅炉汽包环缝的寿命评估研究结果。由于该焊缝缺陷，经几次焊补后焊缝在尺寸上和形状上都与原设计不同，在对焊缝及其母材经过......
部分预应力混凝土杆能较好地发挥不同材料的力学特性，抗弯强度大，抗裂性和弹性也比较好。由其组成的门型杆在９０°大风１６０％超载工况和断一相......
本文通过枚举小型液化石油气站安全生产的诸多薄弱环节,初步探讨了其安全管理的要点,并提出了几点建议。
In this paper, by enum......
SSYST-3是用于分析核反应堆燃料元件在事故工况下瞬态行为的模块程序系统。它有两个显著的特点:(1)程序是由诸多执行各自不同功能......
核电厂安全分析要求将热工水力系统分析程序、稳态燃料元件分析程序与瞬态燃料元件分析程序联接起来组成程序系统,以分析核电厂各......
多用途研究性重水反应堆(MHWRR)最大功率为15MW。MHWRR位于阿尔及利亚的北部山区与南部平原过渡地带的高原平台上。该地区地形地......
模拟和研究核电厂事故工况下瞬态热工水力特性的综合试验装置,经二年多的筹建,已进入安装阶段。目前二台主循环泵、蒸汽发生器、......
图1中(a),(b)和(c)分别示出改进后的研究性重水堆(HWRR-3)在正常、异常和事故三种工况下的中子噪声功率谱密度(PSD)。在正常工况......
核电厂系统二次侧排热增加将引起反应堆冷却剂温度下降,堆芯反应性增加,并引起功率水平上升。审评该类事故的要求是在事故工况下......
本报告主要叙述了该装置的结构、设计参数和专设安全设施、三废来源及治理措施、装置周围80km范围内的环境概况,并论述了该装置在......
应广东核电合营有限公司的要求,核电软件中心于1989年8月至12月为大亚湾核电站IBM-4381计算机VMS操作系统安装了ACTCODE,GALE和SG......
ROSA-Ⅳ/LSTF是日本的一个大型热工水力台架。它用来模拟核电厂系统的各种热工水力现象、行为及各种运行瞬态和事故工况。RUN SB-......
为满足国家对环境影响评价工作要求,并使提交的放射性物质运输环境影响报告书规范化和制度化,特制定本行业标准(由中国原子能科学......
快堆的安全性是决定商用时间的重要因素。多年来的实践证明小型钠冷快堆是安全的;通过各国的实践经验和研究分析工作,可以预言大......
本工作是国家核安全局“七五”期间核安全研究计划中的一个专题,专题对轻水堆失水事故工况下燃料包壳与水蒸气反应行为进行了系统......
安全壳喷淋系统是保证PWR核电站严重事故时安全壳完整性和去除安全壳内放射性裂变产物,尽可能减少放射性裂变产物释放到环境中的......
CEFR功率运行试验研究是核能开发研究课题,周期28个月。通过CEFR功率超过40%以后的热传输平衡试验研究、控制调节系统特性试验研究......
钠空泡反应性效应是钠冷快堆设计与安全分析的重要参数。在流道瞬间完全堵塞等严重事故中,反应堆局部区域冷却失效造成钠沸腾,钠从......
本计算的目的是在已经得出的安注箱的地脚螺栓反力计算结果(含静力、抗震及热应力结果)的基础上,结合规范相关规定,对安注箱的地脚......
核级阀门的流体阻断试验是研究反应堆回路在紧急情况下特别是在设计基准事故工况下,核级阀门紧急关闭切断流体的能力,这种能力对于......
中国实验快堆(CEFR)堆本体氩气泄漏率是核安全局对CEFR的评审中主要验收条件之一。CEFR在设计时参考了俄罗斯的经验,以15L/d为设计......
