我国核电厂第三代安全壳模型试验获得成功

本报北京8月29日电（记者林英 通讯员何春权）我国首次先进核电厂安全壳结构模型试验今天在冶金  (本文共1页) 阅读全文>>

原子能科学技术

冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

非能动安全壳热量导出系统(PCS)作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现...  (本文共6页) 阅读全文>>

核科学与工程

“华龙一号”安全壳旁通合理性研究

核电厂安全壳旁通泄漏份额是计算放射性物质向环境释放量的重要参数,直接影响事故后果评价的结果。旁通份额取值的合理与否,关系非居住区、规划限制区和应急计划区划分的合理性,是安全分析与环境影响评价审查的重点。为深化"华龙一号"核电机型的核安全和辐射防护...  (本文共7页) 阅读全文>>

核动力工程

核电站钢制安全壳焊后热处理仿真技术研究

利用SYSWELD软件模拟安全壳筒体第1大环和第2大环之间环焊缝的焊后热处理过程,分析局部整圈和局部分段热处理后安全壳的残余应力及变形情况;通过实测残...  (本文共5页) 阅读全文>>

原子能科学技术

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对P...  (本文共9页) 阅读全文>>

城市建设理论研究(电子版)

事故情况下非能动安全壳冷却系统降温降压特点与运行浅析

非能动安全壳冷却系统是AP1000的标准设计,系统在事故下实现安全壳的降温降压功能。非能动的驱动方式简化了设计,增加了可靠性,但同时,非...  (本文共1页) 阅读全文>>