壓水堆核電廠大破口失水事故(LBLOCA)是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並完全錯開的情況。
壓水堆核電廠大破口失水事故(LBLOCA)是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並完全錯開的情況。
壓水堆核電廠大破口失水事故(LBLOCA)是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並...
在反應堆冷卻劑裝載量減少一類事故,一般說來,大破口失水事故最為嚴重,但由於小破口失水事故中一迴路降壓速率慢、事故分析中可能在高壓階段出現長時間的堆芯裸露而...
在過去,特別是在三里島核電廠事故之前,在事故分析上,幾乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上,把這一事故等同為設計基準事故或最大可信事故,認為這一事故...
4.3壓水堆失水事故(LOCA)分析4.3.1大破口失水事故4.3.2中小破口失水事故4.3.3汽腔小破口失水事故4.3.4蒸汽發生器傳熱管破裂事故(SGTR)4.4壓水堆瞬變分析...
4.3 失水事故 4.3.1 概述 4.3.2 大破口失水事故 4.3.3 小破口失水事故 4.4 蒸汽發生器傳熱管破裂事故 4.4.1 事故概述 4.4.2 FSAR分析方法 4.4.3 FSAR分析...
嚴重事故處理規程又稱U規程(ultimate accident procedures),涉及堆芯熔化、一迴路大破口失水事故後安全殼超壓等事故。這些規程以狀態為導向,作為事件導向規程的補充。...
主管道大破口失水事故後,當一次冷卻劑系統壓力迅速降到低於安全注射箱內壓力時,安全注射箱內含硼水經主管道冷段自動注入反應堆堆芯。當一條環路的一個安全注射箱...
主管道大破口失水事故後,當一次冷卻劑系統壓力迅速降到低於安全注射箱內壓力時,安全注射箱內含硼水經主管道冷段自動注入反應堆堆芯。當一條環路的一個安全注射箱...
PCCSAC-3D對AP600大破口失水事故下安全殼的三維分析 用CDBRA-N-I對5×5全長非均勻加熱棒束CHF的計算分析 失水事故工衝下迴路管理道系統水力載荷的分析 大...
(7)2018年01月至今,基於AP/CAP反應堆大破口失水事故的比例模化分析,負責人(8)2018年02月至今,文丘里流量測量裝置設計加工服務,負責人...
2. 駱偉. 新型轉換堆(ATR)下降段大破口失水事故的實驗研究[J]. 核動力工程, 1988(1):26-32+98. 3. 李韡. 日本已批准新型轉換堆“普賢”的退役計畫[J...
自然循環的採用和一體化的結構布置取消了一迴路大管道,排除了由於主管道斷裂可能導致的大破口失水事故,提高了核供熱堆的安全性。(2) 反應堆實現了全功率自然循環...