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先进压水堆非能动安全系统研究进展 被引量:6
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作者 肖泽军 卓文彬 +2 位作者 陈炳德 白雪松 贾斗南 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第1期27-31,共5页
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。
关键词 非能动安全系统 先进压水堆 研究进展 核电站
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浅谈被动安全系统对汽车安全性能的作用及未来发展趋势 被引量:6
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作者 谢伟平 穆国宝 +1 位作者 何凯欣 董松梅 《汽车零部件》 2018年第7期90-93,共4页
结合某款车型的开发工作,系统介绍车身结构、安全带、安全气囊等各个被动安全系统的结构、种类、工作原理以及在碰撞中所起的作用。整车的安全性需要各个被动安全系统相互配合,以及被动安全系统与主动安全系统的协调工作,才能最大化地... 结合某款车型的开发工作,系统介绍车身结构、安全带、安全气囊等各个被动安全系统的结构、种类、工作原理以及在碰撞中所起的作用。整车的安全性需要各个被动安全系统相互配合,以及被动安全系统与主动安全系统的协调工作,才能最大化地起到保护乘员、避免伤亡的作用。 展开更多
关键词 被动安全系统 安全带 安全气囊 碰撞
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先进核电厂可靠性保证大纲(RAP)初探 被引量:5
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作者 陈芳 许荣斌 《核安全》 2009年第3期47-53,共7页
介绍美国标准审查大纲(SRP)中新增的关于可靠性保证大纲的要求,查究可靠性保证要求的演变历程,探讨先进机组可靠性保证大纲的管理要求、主要内容和审管实践及遇到的问题与思考,旨在使核电领域相关人员了解、认识、重视该工程大纲,并可... 介绍美国标准审查大纲(SRP)中新增的关于可靠性保证大纲的要求,查究可靠性保证要求的演变历程,探讨先进机组可靠性保证大纲的管理要求、主要内容和审管实践及遇到的问题与思考,旨在使核电领域相关人员了解、认识、重视该工程大纲,并可作为相关工作者的参考。 展开更多
关键词 关键字:非能动安全系统 可靠性保证大纲(RAP) 风险重要SSCs 审评
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现代研究堆技术与安全发展的特点 被引量:3
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作者 王家英 董铎 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期117-118,共2页
介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是:以某... 介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是:以某些功能为主,一堆多用;高通量的紧凑堆芯;提高自动化控制水平,减轻对运行人员的要求;两套独立的停堆系统;较大的负温度系数;采用非能动安全系统和可靠的余热排出系统等。 展开更多
关键词 研究堆 紧凑堆芯 安全性 安全系统 燃料
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Analysis of SBLOCA on CPR1000 with a passive system
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作者 Zi-Jiang Yang Jun-Li Gou +1 位作者 Jian-Qiang Shan Pan Wu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2017年第1期64-73,共10页
Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evolutionary passive systems have been developed to enhance the inherent safety of reactors.This paper p... Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evolutionary passive systems have been developed to enhance the inherent safety of reactors.This paper presents a passive safety system applied on CPR1000,which is a traditional generation II+ reactor.The passive components selected are as follows:(1) the reactor makeup tanks(RMTs);(2) the advanced accumulators(A-ACCs);(3) the passive emergency feedwater system(PEFS);(4)the passive depressurization system(PDS);(5) the incontainment refueling water storage tank(IRWST).The model of the coolant system and the passive systems was established by utilizing a system code(RELAP5/MOD3.3).The SBLOCA(small-break loss of coolant) was analyzed to test the passive safety systems.When the SBLOCA occurred,the RMTs were initiated.The water in the RMTs was then injected into the pressure vessel.The RMTs' low water level triggered the PDS,which depressurized the coolant system drastically.As the pressure of the coolant system decreased,the A-ACCs and the IRWST were put to work to prevent the uncovering of the core.The results show that,after the small-break loss-of-coolant accident,the passive systems can prevent uncovering of the core and guarantee the safety of the plant. 展开更多
关键词 passive safety systems RELAP5/MOD3.3 CPR1000 SBLOCA
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模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究 被引量:1
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作者 丁书华 党高健 李喆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期173-176,共4页
分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式... 分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。 展开更多
关键词 模块式小型堆 非能动专设安全系统 失水事故 硼浓度
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