破口事故相关论文
本文给出了位于上空腔的中小尺寸管道破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故实验研究。在实验中研究了系统压力、温度、空泡份......
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液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内......
核电发展数十年来，人们已倾于认同核电是一种安全，清洁、高效的能源，核电厂发生严重事故的概率极低。但是，事故一旦发生，可能导致堆......
堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整......
为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆......
以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;......
为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、......
余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无......
APl000作为第三代先进核电，采用非能动堆芯冷却系统（PXS）与自动卸压系统（ADS）来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比，APl000应对小......
运用一种操作简便、计算速度快的工具软件对某核动力装置一回路辅助系统典型位置的失水事故进行了仿真.通过分析仿真结果得出不同......
液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内......
实验发现在竖直管内两相流逆向流动过程中，由于气体的入口条件不同，淹没开始点可能出现在气相的入口处，也可能出现在出口处。由于出现......
由于起步较晚、前期投入不足,我国核电产业的核心设备——核主泵主要依赖进口。中美贸易摩擦的持续升温启示我们,只有把核心技术掌......
核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位......
