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整体比例试验中prhr比例分析与相似准则
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《节能技术》2016年 第3期34卷 205-210页
作者:叶子申 李玉全 陈炼 房芳芳国家核电技术研发中心北京102209 先进核能技术协同创新中心北京100084 
在非能动核电站当中,prhr(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证prhr中的现象与原型的相似性...
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全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究
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《核科学与工程》2022年 第1期42卷 122-128页
作者:张盼 赵传奇 王业辉 胡文超 潘昕怿生态环境部核与辐射安全中心北京100082 
福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得...
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AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响
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《科技视界》2016年 第3期 103-103页
作者:邱志方 刘伟东 吴鹏 陈伟 黄慧剑中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 东方电气集团东方锅炉股份有限公司四川成都611731 
AP1000的非能动余热排出系统(prhr)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响prhr的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对prhr运行的影响,研究表明安全壳的压力对于prhr排热能力影响显著。
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