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我具备自主研制百万千瓦核电厂安全壳能力

本报讯 我国自主研制的百万千瓦级标准化核电厂(CNP1000)反应堆安全壳结构,近日在清华大学进行了结构模  (本文共1页) 阅读全文>>

权威出处: 科技日报2006-05-23
《中国核电》2021年05期
中国核电

卡拉奇2号机组安全壳整体性试验充压过程研究

核电厂安全壳整体性试验是电厂调试过程中关键路径的重要主线工作,试验期间安全壳升压速率是影响该主线工作的重要因素。本文调研典型核电厂安全壳整体性试验的不同供气方式和升压速率,...  (本文共5页) 阅读全文>>

《核科学与工程》2021年05期
核科学与工程

小型压水堆核电厂钢制安全壳冷却系统方案计算分析

针对某小型压水堆核电厂提出了两种钢制安全壳冷却系统方案。采用MELCOR系统程序计算该系统的换热能力,研究其运行特性,并对影响系统换热钢壳面积影响进行分析。结果表明:该系统能够在事故发生后有效降低安全壳空间温度压力。安全壳吸...  (本文共8页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》2022年02期
原子能科学技术

华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

华龙一号的非能动安全壳冷却系统(PCS)对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计...  (本文共5页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》2020年12期
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》2021年01期
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>>