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压水堆核电厂反应堆冷却剂系统自然循环能力是这种类型核电厂固有的安全性之一。本文介绍用轻水堆瞬态分析程序RE-TRAN-02,并根据秦山核电厂自然循环试验的步骤和测量的电厂参数来模拟分析计算不同反应堆功率下电厂自然循环冷却的能力;最后将试验后的分析结果与试验结果和试验前的分析作比较,以评价试验结果的可靠性以及分析中所采用的设备参数对分析计算的影响。 相似文献
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秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结 果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与FSAR有一个可比性,模拟计算采用的初始条件、计算模型及分析程序都与FSAR相同。计算分析的结果进一步确认了秦山核电厂大、小破口失水事故后的安全性,并为FSAR中大、小破口失水事故分析提供了修改的依据。另外,依据秦山核电厂ECCS设计特点和运行方式,并参照LWR失水事故安全准则,评述了秦山核电厂ECCS的设计能力、可靠性和冗余度。 相似文献
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秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与FSAR有一个可比性,模拟计算采用的初始条件、计算模型及分析程序都与FSAR相同。计算分析的结果进一步确认了秦山核电厂大、小破口失水事故后的安全性,并为FSAR中大、小破口失水事故分析提供了修改的依据。另外,依据秦山核电厂ECCS设计特点和运行方式,并参照LWR失水事故安全准则,评述了秦山核电厂ECCS的设计能力、可靠性和冗余度。 相似文献
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