论文部分内容阅读
[!--newstext--]
[!--title--]
【摘 要】
：
本文简单介绍了严重事故的研究现状,利用MELCOR程序模拟大亚湾核电站全厂断电事故进程,计算裂变产物的释放与迁移,同KORIGEN结合推导出源项.最后对全厂断电事故的缓解措施进
【出 处】
：
中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议
【发表日期】
：
2003年期
其他文献
脉冲热管是一种完全新式的非能动传热装置,也是一种具有挑战性的、目前没有很好解决的技术.本文报道脉冲热管实验方面的初步成果,希望能够应用于电子冷却技术上,但对于反应堆
1.我国CPI编制中存在的问题目前,我国编制居民消费价格指数所采用的是国际上通用的抽样调查方法,但指数编制还不够科学、严密,突出表现在以下四方面:1.1样本的选择市场上有成
本文以水为工质,在常压下对光管、低肋管和机械加工多孔管的流动沸腾传热特性进行了可视化实验研究.对这几种管流动沸腾流型特征的观察分析表明,聚合汽泡和块状液体的搅混流
本文以芬兰LOVIISA核电厂为对象,并以国际上主要采用的L>7 准则作为氢气燃爆分析的判据,对其安全壳内氢气燃爆问题作探讨,说明氢气燃爆与温度、压力、氢气浓度、空气浓度与水
田湾核电站采用了俄罗斯设计的VVER-1000型压水堆,为了提高核电站在超设计基准事故下的安全性,设计并建造了世界上第一个压水堆的堆芯捕集器.其作用是在发生超设计基准事故后
核电厂严重事故进程及安全壳响应分析以一级概率安全评价(PSA)的结果为基础,本文利用事故频率分析及电厂损伤状态(PDS)分析的结果,结合电厂的与严重事故响应有关的设计特征,
会议
本文主要针对典型的百万千瓦级压水堆核电站,论证其稳压器设计能否满足美国电力研究所制定的先进轻水堆业主要求文件(URD)的要求.该论证是采用RELAP5/MOD3系统热工水力分析程
轻水反应堆的严重事故下(如三哩岛事故),堆芯熔融物聚集在压力容器的下腔室,高温的堆芯熔化物将对压力容器的完整性构成很大的威胁,三哩岛事故经验表明,熔融堆芯实现堆内冷却
会议