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大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析被引量：3: 1; 作者戚展飞樊普《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1088-1094,共7页; 大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系... 展开更多; 关键词长期堆芯冷却旋启式止回阀非能动安全注射; 下载PDF 职称材料

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究: 2; 作者黄志刚张妍 +3 位作者彭传新昝元锋卓文彬闫晓《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期82-86,共5页; 开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装... 展开更多; 关键词小型堆波动管双端破口非能动安注; 原文传递

法国—体化压水堆C.A.P述评被引量：3: 3; 作者刘聚奎《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第1期43-47,共5页; 本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期短,造价低,已成功地用于法国第二代攻击型核潜艇,适用于小型核动力,有重要参考价值.; 关键词压水堆 CAP堆一体化安注系统; 下载PDF 职称材料

小型堆破口失水事故初步研究被引量：4: 4; 作者杨江林支康 +3 位作者卢向晖沈永刚郑向阳詹佳硕《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页; 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 展开更多; 关键词小型堆非能动安全注入系统破口失水事故; 下载PDF 职称材料

基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究被引量：2: 5; 作者付陟玮杨明 +2 位作者宋维詹文辉毛欢《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1035-1039,共5页; 研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破... 展开更多; 关键词 GO-FLOW方法故障树非能动安注系统可靠性; 下载PDF 职称材料

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究被引量：1: 6; 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... 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; 原文传递

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用被引量：1: 7; 作者厉日竹王金海 +1 位作者李笑天吴莘馨《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第4期342-345,共4页; 200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。; 关键词核供热堆非能动安全系统主回路系统余热排出系统注硼系统设计安全性能; 下载PDF 职称材料

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