内置换料水箱相关论文
AP1000作为具有代表性的第三代核电技术,主要依靠非能动安全系统来达到预防和缓解事故的目的。非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和......
国产三代核电机组中不锈钢水池工程量大幅增加,为优化工期,减少劳动强度,提高焊接质量,某核电厂首次采用“先贴法”进行了内置换料......
以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱（IRWST）中自动泄压系统（ADS）泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,......
摘要：为了减弱内置换料水箱（IRWST）在非能动余热排出热交换器（PRHRHX）余热排出过程中的热分层现象，建立了分离效应缩比实验台架，在PRHRHX......
期刊
采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器（PRHR HX）全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究，得到了安全壳内置换料水箱（1......
日本福岛核电站事故之后,一回路堆芯安注失效后的冷却问题引发核电研究者的广泛讨论,AP1000核电站设计的非能动冷却剂系统的优越性......
AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水......
非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯......
三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统(PRHRs),内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备之一,非能动余热排出......
内置换料水箱(IRWST)和自动卸压系统(ADS)是三代技术核电厂AP1000相比二代技术新增的重要部件。内置换料水箱可在事故工况下可充当......
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)......
建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流......
