为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对......

福岛核事故突显了充分考虑乏燃料水池(乏池)设计安全的必要性.超设计基准外部事件可能造成乏池损伤而不能维持安全水位,从而导致乏......

　　介绍了在日本福岛事故后，秦山320 MW机组进行的基于严重事故后果缓解的安全功能系统的改进以及严重事故管理导则的开发；其中重点......

根据熔融物堆内滞留（IVR）的有效性评价方法——一风险导向的事故分析方法（ROAAM）开发了IVR有效性评价的集总参数程序MOPOL，并对其进行验......

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针对乏燃料水池失水、乏燃料裸露的事故情景,通过实验研究了燃料厂房内空气自然循环及氢气分布的基本规律,得到了空间气体温度场及......

针对核反应堆的特殊性,总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等,给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆......

三门核电一号机组仪用压空供气管线壳外气动隔离阀(1-CAS-PL-V014)属于核Ⅱ级阀门,电厂SPV设备(电厂关键敏感设备),该阀门原由国外......

本文给出了压水堆核电站严重事故下设备鉴定研究的基本内容和研究结果。对需鉴定设备的确定原则,鉴定环境条件包括压力、温度及辐......

介绍美国核管会(NRC)关于核电站运行的安全目标及其发展过程,讨论在安全目标的制定和评估中所涉及的主要问题,包括事故预防与事故......

ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力学研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站，该核电站比现有核电站更高的安全目标，严重......