失流事故相关论文
一回路的自然循环能力直接影响失流、失水等事故下反应堆的安全运行,从安全角度考虑,压水堆核电厂在对设备和系统设计时无一例外地......
核聚变是未来解决能源问题的重要途径，包层是聚变反应堆中实现能量转换和氚增殖的关键部件，聚变反应产生的高能中子在包层转变为热能......
钠冷快堆事故的安全分析及其在事故工况下的瞬态安全性一直是国内外专家主要关注的问题。多维中子输运与热工水力学耦合原理的瞬态......
MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实......
中国铅基研究实验堆（CLEAR—I）被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统（ADS）专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一，因......
使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能......
钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型，正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工......
超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)......
燃料元件国产化是我国核电自主化生产及出口的重要条件。新型燃料元件的设计制造需要进行辐照考验,而堆内辐照考验回路可以为燃料......
利用系统分析程序RELAP5/Mod3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂......
基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果......
本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保......
采用Visual Fortran 6．5程序语言，基于质量、动量和能量守恒方程，以及合理的流动传热和物性关系式，开发了板状燃料元件堆芯热工水力特......
为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了钠冷快堆系统分析程序。针对钠......
在反应堆发生大破口事故时,竖直通道内气液逆向流动限制(CCFL)是制约应急冷却水(ECC)在环形下降段内渗透流量,并决定再淹没阶段开......
为分析不同热工参数对强迫循环向自然循环过渡过程及稳定自然循环阶段传热及流动特性的影响,在内径为6mm的竖直实验段内开展实验,......
耦合已有的反应堆程序,进行反应堆安全分析,正受到越来越多的关注。各种程序各自都有特定的功能及各自的适用范围,利用程序的耦合......
钠冷快堆事故的安全分析及其在事故工况下的瞬态安全性一直是国内外专家主要关注的问题。多维中子输运与热工水力学耦合原理的瞬态......
目前在试验堆建造堆内试验回路，用于核燃料和核材料性能试验，是国际上较常见的方法。由于堆内试验回路的安全与试验堆的安全联系紧密......
超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化......
采用事件序列图方法对复杂系统建模时,为了避免事件序列图过于庞大,其事件对研究对象的结构和状态描述较少,不能直接反映出系统设......
