小破口失水事故相关论文
AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)由于现象复杂,发生概率大,因此在反应堆安全分析中具有非常重要的地位.本文基于MATLAB的Simulink仿......
在AP1000中，连接堆芯补水箱和冷腿间的压力平衡管线中的气泡份额决定了堆芯补水箱的注入量，其中，气泡源自冷腿中的分层夹带.为研究APl......
在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开......
为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口......
非能动系统的使用是先进压水堆设计的一个显著特点,而全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备.为了验证CM......
该文在大量的实验数据的基础上，分析了破口面积对小破口失水事故瞬态热工水力特性的影响。破口面积越大，系统泄压越快，冷却剂丧失越多......
热工水力程序RELAP5/MOD3具有比较广泛的应用,文章基于RELAP5/MOD3.2与RELAP5/MOD3.3两个程序版本,对某反应堆冷段3.5in小破口失水......
以非均匀不平衡态两相流模型为基础，采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解，研制了核动力装置运行分析程序，并应用该程序分析了......
在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究，给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面......
采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN，对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析，仿真结果表明：当发生400cm^2小破口失水事故后，AP1000......
为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事......
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压不堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事......
AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故（SBLOCA），缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂S......
在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积，模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为：压......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事......
建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技......
采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热......
为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流......
针对船用核动力装置，采用SCDAP／RELAP5最佳估算程序，研究小破口失水事故（SBLOCA）进程，分析破口尺寸对事故的影响；结果显示，破口尺寸的大小......
ATHLET程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的最佳估算热工水力学分析程序。基于ATHLET/MOD3.0A,对西屋公司AP1000核电厂冷却剂系......
小破口失水事故作为压水堆核电站典型的设计基准事故,小破口失水事故的后果包括反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压力下降、堆......
本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小......
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工......
小型压水堆冷却剂丧失事故（LOCA,Lose of Coolant Accident）是诱发反应堆堆芯熔化的主要初因之一,需要重点防范应对。为分析确定小破......
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点......
对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对......
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端......
严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常......
以某小型压水堆为研究对象,运用MELCOR程序建立事故分析模型,研究了不可隔离小破口合并全船断电始发严重事故下舱室放射性活度变化......
对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆......
以非均匀不平衡态两相流模型为基础，采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解，研制了核动力装置运行分析程序，并应用该程序分析了......
在５ＭＷ低温堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象，揭示了振荡的发展过程......
针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进......
小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念,使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可......
在核电厂事故中,冷却剂丧失事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)由于可能直接向外部环境排放出具有辐射性的冷却剂而备受关注,而......
目前,我国现有'二代加'压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不......
在压水堆热工水力安全分析中,常常要求分析主冷却剂系统的小破口失水事故,从破口处喷放出的流量对于确定事故危害程度及设计事故缓......
采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP......
回流冷凝是压水堆发生失水事故（ＬＯＣＡ）时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失，自然循环又不能建立起来时，堆芯剩余释热依然能靠回冷凝......
利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以......
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料......
建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件（Nuclear source radioactive ......
以FTA(故障树分析)可靠性分析方法为基础,以'陆奥'号这一核动力商船为例,确定了高压安全注入系统(HPSI)故障树的顶事件和......
事故风险分析是核电厂在线风险监测的一个部分。在线风险监测的目的是为了获取核电厂当前状态下的风险信息。传统的事件树/故障树......
采用 RELAP5/MOD3. 2 系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系 统（RCS）、简化的二回路系统和专设安全设施.......
