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Conceptual Strategy for Mitigating the Risk of Hydrogen as an Internal Hazard in Case of Severe Accidents at Nuclear Power Plant Considering Existing Risks and Uncertainties Associated with the Use of Traditional Strategies
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作者 Arman Grigoryan 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第3期165-177,共13页
Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydroge... Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydrogen removal with Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) being a commonly accepted approach. However, an examination of PAR operation specificity reveals potential inefficiencies and reliability issues in certain severe accident scenarios. Moreover, during the in-vessel stage of severe accident development, in some severe accident scenarios PARs can unexpectedly become a source of hydrogen detonation. The effectiveness of hydrogen removal systems depends on various factors, including the chosen strategies, severe accident scenarios, reactor building design, and other influencing factors. Consequently, a comprehensive hydrogen mitigation strategy must effectively incorporate a combination of strategies rather than be based on one strategy, taking into consideration the probabilistic risks and uncertainties associated with the implementation of PARs or other traditional methods. In response to these considerations, within the framework of this research it has been suggested a conceptual strategy to mitigate the hydrogen challenge during the in-vessel stage of severe accident development. 展开更多
关键词 Severe Accident Management nuclear power plant Hydrogen Risk Mitigation Risk Management passive Autocatalytic Recombiner
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Increasing the Efficiency and Level of Environmental Safety of Pro-Environmental City Heat Supply Technologies by Low Power Nuclear Plants
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作者 Vladimir Kravchenko Igor Kozlov +3 位作者 Volodymyr Vashchenko Iryna Korduba Andrew Overchenko Serhii Tsybytovskyi 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第2期107-117,共11页
In connection with the current prospect of decarbonization of coal energy through the use of small nuclear power plants (SNPPs) at existing TPPs as heat sources for heat supply to municipal heating networks, there is ... In connection with the current prospect of decarbonization of coal energy through the use of small nuclear power plants (SNPPs) at existing TPPs as heat sources for heat supply to municipal heating networks, there is a technological need to improve heat supply schemes to increase their environmental friendliness and efficiency. The paper proves the feasibility of using the heat-feeding mode of ASHPs for urban heat supply by heating the network water with steam taken from the turbine. The ratio of electric and thermal power of a “nuclear” combined heat and power plant is given. The advantage of using a heat pump, which provides twice as much electrical power with the same heat output, is established. Taking into account that heat in these modes is supplied with different potential, the energy efficiency was used to compare these options. To increase the heat supply capacity, a scheme with the use of a high-pressure heater in the backpressure mode and with the heating of network water with hot steam was proposed. Heat supply from ASHPs is efficient and environmentally friendly even in the case of significant remoteness of heat consumers. 展开更多
关键词 Low-Capacity nuclear power plants Environmental Friendliness of the thermal power generation Mode Heat generation Condensation Mode Heat Supply
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Consideration of Environmental Effect of Power Generation: Bangladesh Perspective
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作者 Iftekhar Zaman Arnab Tausif Ali +1 位作者 M. Shidujaman Md. Mayen Hossain 《Energy and Power Engineering》 2013年第4期1521-1525,共5页
Nowadays for power generation, environment is a major consideration. The heart of power generation is power station. At present there are almost above 40(Both Government & Rental) power station in Bangladesh. Amon... Nowadays for power generation, environment is a major consideration. The heart of power generation is power station. At present there are almost above 40(Both Government & Rental) power station in Bangladesh. Among these 80% of power station is gas based. Rest of the 20% is coal, liquid and furnace oil based. Bangladesh has only one Hydraulic power station. These gas and coal based power stations are giving adverse effect in Bangladesh. The main emissions from coal combustion at thermal power plants are carbon dioxide (CO), nitrogen oxides (NO), sulfur oxides (SO), chlorofluorocarbons (CFCs), and air- borne inorganic particles such as fly ash, soot, and other trace gas species. Carbon dioxide, methane, and chlorofluorocarbons are greenhouse gases. These emissions are considered to be responsible for heating up the atmosphere, producing a harmful global environment. It is known to all that hydro power station is a clean source of energy, but it has also some ecological and environmental effect. Dhaka is one of the top polluted city in the world. So for power generation if the environmental effect is not considered then Bangladesh will be in great trouble. The purpose of this paper is to discuss the present and future possible environmental effect of power generation in Bangladesh. 展开更多
关键词 Environment POLLUTION power generation Air POLLUTION Water POLLUTION thermal POLLUTION Acid RAIN RENEWABLE Energy nuclear power plant
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SVBR-100 Nuclear Technology as a Possible Option for Developing Countries 被引量:3
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作者 Vladimir Petrochenko Georgy Toshinsky Oleg Komlev 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第3期221-232,共12页
Many developing countries need ecologically clean power sources (PS). The nuclear power plants are such sources. However, a great number of the developing countries do not possess developed large capacity power system... Many developing countries need ecologically clean power sources (PS). The nuclear power plants are such sources. However, a great number of the developing countries do not possess developed large capacity power systems. Moreover, currently in the developing countries, there are no highly skilled personnel to provide construction and reliable and safe operation of the nuclear plants, which are complex and potentially hazardous systems. In some countries, the level of terroristic threat is extremely high. For that reason, there are specific requirements to the nuclear PSs intended for use in the developing countries. In the presented report, the specific requirements which must be met by the NPT proposed for use in developing countries are formulated, basic statements of the SVBR-100 concept are presented, design and principal scheme of the reactor fa-ility are described, major characteristics of SVBR-100 are summarized. 展开更多
关键词 SVBR-100 Reactor nuclear power Technology nuclear power plant Inherent SELF-PROTECTION passive Safety
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基于RISMC方法的非能动核电厂小破口事故风险重要序列分析
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作者 杜芸 李睿 +1 位作者 陆天庭 刘晓晶 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期634-641,共8页
文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析... 文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。 展开更多
关键词 风险指引 安全裕度 非能动核电厂 PSA 小破口事故
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核电厂联氨应用的探讨
6
作者 于淼 曾晓敏 +2 位作者 顾钰 万维进 武铜 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期63-69,共7页
为了控制系统设备和结构材料的腐蚀,核电厂一回路和二回路冷却剂系统均维持弱碱还原性水化学环境。联氨为一回路和二回路主要的化学添加剂,因其还原性,主要用来除氧、钝化、冲洗、缓蚀、事故后除碘等。本文介绍了核电厂中联氨的主要用途... 为了控制系统设备和结构材料的腐蚀,核电厂一回路和二回路冷却剂系统均维持弱碱还原性水化学环境。联氨为一回路和二回路主要的化学添加剂,因其还原性,主要用来除氧、钝化、冲洗、缓蚀、事故后除碘等。本文介绍了核电厂中联氨的主要用途,并分别就一回路除氧、AVT(R)除氧、二回路冲洗钝化、蒸汽发生器湿保养、事故后除碘等展开讨论,最后针对联氨应用中存在的问题给出建议。 展开更多
关键词 核电厂 联氨 钝化 除氧 除碘
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基于CFD的阀门保温层传热仿真分析
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作者 曹思民 陈志辉 +5 位作者 王保平 杨灵均 侯丽强 金远 张峰 金星硕 《阀门》 2024年第6期772-775,共4页
非能动二次侧余热排出(PRS)系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,给水管线与PRS系统凝水管线相连。在开展系统热工流体分析时发现,若非能动二次侧余热排出系统蒸汽管线与二回路主蒸汽管线之间的蒸汽隔离阀常开,高温蒸汽直接作用于阀门,加上... 非能动二次侧余热排出(PRS)系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,给水管线与PRS系统凝水管线相连。在开展系统热工流体分析时发现,若非能动二次侧余热排出系统蒸汽管线与二回路主蒸汽管线之间的蒸汽隔离阀常开,高温蒸汽直接作用于阀门,加上保温层的作用阻碍阀门散热,可能会导致蒸汽隔离阀内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。本文计算分析了PRS系统蒸汽隔离阀带保温层状态下的传热情况,判断阀门在高温流体下是否能保证电机的可用性。 展开更多
关键词 核电厂 CFD 蒸汽隔离阀 保温层 二次侧非能动余热排出系统(PRS)
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基于相变蓄冷的核电厂主控室非能动冷却系统
8
作者 赵丹 林宇清 吕胡人 《暖通空调》 2024年第1期1-4,30,共5页
为提高现有核电厂主控室紧急可居留系统的蓄冷能力及热舒适性水平,提出了基于定形相变蓄冷材料的核电厂主控室非能动冷却系统。基于主控室热负荷分布情况,该冷却系统在主控室顶板与吊顶之间、内墙面、地板底面及循环风道内,针对性地布... 为提高现有核电厂主控室紧急可居留系统的蓄冷能力及热舒适性水平,提出了基于定形相变蓄冷材料的核电厂主控室非能动冷却系统。基于主控室热负荷分布情况,该冷却系统在主控室顶板与吊顶之间、内墙面、地板底面及循环风道内,针对性地布置相应的含有定形相变材料的非能动冷却装置,进而实现事故工况下对主控室温度的精确控制。该非能动冷却系统无需引入额外冷源和管道,可靠性强,同时不破坏主体结构,且可灵活布置,解决了现有主控室非能动热阱时间余量小、热舒适性差的问题。 展开更多
关键词 核电厂 相变蓄冷 非能动冷却系统 主控室 应急可居留系统 定形相变材料
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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量:13
9
作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页
AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多
关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除
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非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析 被引量:14
10
作者 刘晓强 徐雪莲 +1 位作者 孟凡江 石秀强 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期74-78,共5页
安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能... 安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。 展开更多
关键词 涂层 无机锌 非能动核电站 安全壳 设计寿命
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广义非能动系统概念研究 被引量:6
11
作者 韩旭 郑明光 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期115-118,144,共5页
总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义。通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系... 总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义。通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系统设想及相关研究内容。理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性;在系统设计上,通过引入子系统分划设计模式,可获得更大的灵活性。 展开更多
关键词 核电厂 非能动系统 自能源
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基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究 被引量:4
12
作者 贾斌 吴晗 +4 位作者 乔雪冬 潘昕怿 吴晓燕 张春明 苏岩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期683-692,共10页
本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况... 本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。 展开更多
关键词 RELAP5 大功率非能动核电厂 SGTR 质量释放 满溢
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先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析 被引量:10
13
作者 沈瑾 江光明 +1 位作者 唐钢 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期87-90,共4页
采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设... 采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。 展开更多
关键词 先进堆 非能动余热排出系统 全厂断电事故 自然循环
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核电厂安全运行对策研究 被引量:4
14
作者 朱继洲 单建强 王学容 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期15-20,共6页
以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。
关键词 核电厂 安全运行 非能动安全 先进反应堆 设计 操作人员 安全文化 安全培训
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非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量:5
15
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多
关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 AP1000
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百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 被引量:3
16
作者 卢向晖 张吉胜 +1 位作者 罗汉炎 张小英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期457-462,共6页
为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步... 为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5 全厂断电 汽锤
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新一代简化沸水堆核电站发展概况及其特点 被引量:4
17
作者 严育华 高祖瑛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第1期12-18,共7页
具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站(SBWR)是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型,近十多年来在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了SBWR在世界各国发展的状况,包括美国GE公司,日本Hita... 具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站(SBWR)是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型,近十多年来在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了SBWR在世界各国发展的状况,包括美国GE公司,日本Hitachi公司,日本Toshiba公司,德国Simens公司提出的四种主要的SBWR设计,对其特点进行了分析和总结。 展开更多
关键词 核电站 沸水堆 非能动安全
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基于多层交叉熵方法的舰船核动力装置非能动系统可靠性评估 被引量:5
18
作者 蔡琦 蒋立志 张永发 《系统工程与电子技术》 EI CSCD 北大核心 2019年第3期681-685,共5页
为高效、精确地进行非能动系统热工水力可靠性(thermal-hydraulic reliability,TH-R)评估,引入多层交叉熵(multi-level cross entropy,MCE)方法,该方法适用于小失效率、隐式模型问题。以某型核动力装置非能动余热排出试验系统为算例进... 为高效、精确地进行非能动系统热工水力可靠性(thermal-hydraulic reliability,TH-R)评估,引入多层交叉熵(multi-level cross entropy,MCE)方法,该方法适用于小失效率、隐式模型问题。以某型核动力装置非能动余热排出试验系统为算例进行验证,给出6种分布参数更新策略下的系统失效率估计过程。仿真结果表明:MCE方法能在较少运算量下精确估计出系统失效率,且估计值变异系数较小;选择相对较小的中间失效率和平滑参数,能使重要抽样密度函数的采样中心更加靠近设计点附近的重要区域,提高评估精度。相关方法和结论有助于从可靠性角度增强对非能动系统热工水力过程不确定性的认识,可作为非能动系统性能评估与优化的参考。 展开更多
关键词 多层交叉熵方法 舰船核动力装置 非能动系统 热工水力可靠性
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核电站非能动氢复合器结构优化及相应CFD模拟 被引量:1
19
作者 吉宇 李佳智 +2 位作者 郝莹 李延广 王驰 《节能技术》 CAS 2014年第3期205-209,共5页
为了提高核电站现有的非能动氢复合器效率,基于其工作原理作出假设并建立相应的理论模型,将复合器复合效率与内部气体的扩散联系起来,并在此理论模型的基础上进行氢复合器结构优化设计,提出了收缩管式非能动氢复合器的构想,并进行了相应... 为了提高核电站现有的非能动氢复合器效率,基于其工作原理作出假设并建立相应的理论模型,将复合器复合效率与内部气体的扩散联系起来,并在此理论模型的基础上进行氢复合器结构优化设计,提出了收缩管式非能动氢复合器的构想,并进行了相应的CFD模拟,结果表明在保证入口流量的基础上,其特设的"类烟囱"结构能够很好地实现气体对流并增强气体分子的扩散,从而提高氢复合器的效率,一定程度上减小了安全壳内发生氢燃——氢爆的危险。 展开更多
关键词 核电站 非能动 氢复合器 结构优化 CFD模拟
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AC600核电站断电事故分析 被引量:4
20
作者 阎义洲 臧希年 《中国电力》 CSCD 北大核心 2001年第11期20-23,共4页
我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明... 我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明:烟囱高度增加。 展开更多
关键词 压水堆核电站 断电 事故分析
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