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温度动作非能动冷却系统(TIPACS)是一类可运用于多种堆型的新型反应堆安全壳冷却系统。TIPACS将热量从热的绝热系统传向较冷的外部环境。它有5个定义特征:有效传热、非能动(如无运动机件)、仅在高于预置温度时才进行传热的热控开关机理、从内部热系统向环境传热只有一条路径,并可使用于任何规模的动力堆。 相似文献
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本文简要介绍厂压水堆安全壳整体密封试验的测量系统。试验仪表的选择、仪表的工作原理及特点,以及仪表的校准与现场检验等。 相似文献
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【西德《法兰克福汇报》1989年5月24日报道】自切尔诺贝利反应堆事故后,苏联人显然地在努力使其核电厂安全适应西方的标准。国际原子能机构的视察员得到莫斯科的准许,详细检查了罗夫诺核电厂的运行情况。苏联人与来自联邦德国的科学家们就新的安全系统方面情况进行了交流。自联邦研究部和苏联国家利用核能委员会签定反应 相似文献
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反应堆安全壳密封(泄漏)试验的原理与分析方法 总被引:1,自引:0,他引:1
本文介绍了安全壳密封试验的原理,泄漏率的分析方法和它们之间的比较,密封试验精确性的验证和试验过程的判断以及空气渗入现象对试验结果的影响等. 相似文献
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核反应堆安全壳结构形式的选择 总被引:2,自引:0,他引:2
文中根据世界各国的核反应堆安全壳的发展情况和文献资料,归纳总结了反应堆安全壳的种类,形式和材料,以此研究结构受力特征和发展趋势,为我国核反应堆安全壳的设计提供比较合理的结构形式。 相似文献
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飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析 总被引:2,自引:0,他引:2
运用MSC.DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比。选用混凝土的帽形材料模型得到结果略低于经验公式的结果。 相似文献
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本工作采用TH3SL程序对水堆事故后安全壳内的气体分布及蒸汽冷凝进行了随机模拟。校验计算表明 :此程序的模拟结果是可信的 相似文献
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核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。 相似文献
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恰希玛核电站二期(C2项目)安全壳空气冷却机组,在项目调试阶段的连续烧毁,暴露出该机组风机存在的问题是共性的。在此基础上,分析风机存在问题的原因,为后续及同类产品提供借鉴和参考。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(11):823-837
A computer code MIRA-PB for predicting the iodine removal by containment spray in LOCA was prepared on the basis of MIRA-P/MIRA-B code developed in Battelle Columbus Laboratories. MIRA-PB considers behavior of inorganic iodine, organic iodide, and iodic aerosol and simultaneous removal by natural deposition, liquid-film absorption, spray washout, filtration and leakage to the environment. The iodine removal by the containment spray systems in LOCA of PWR and BWR is calculated with the MIRA-PB. 相似文献
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介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射陛监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例,表NWWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。 相似文献
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