AP1000非能动堆芯冷却系统再循环管道预运行试验研究.docx
快乐****蜜蜂
在线预览结束,喜欢就下载吧,查找使用更方便
相关资料
AP1000非能动堆芯冷却系统再循环管道预运行试验研究.docx
AP1000非能动堆芯冷却系统再循环管道预运行试验研究AP1000非能动堆芯冷却系统再循环管道预运行试验研究摘要:AP1000非能动堆芯冷却系统是一种新型的核能发电系统,其再循环管道是至关重要的冷却元件。为了确保系统的正常运行,进行再循环管道的预运行试验是必不可少的。本文通过对AP1000非能动堆芯冷却系统再循环管道预运行试验的研究,探讨了试验的目的、内容、方法和关键技术,并对试验结果进行了分析和总结。结果表明,通过预运行试验可以有效评估再循环管道的性能及其对系统的影响,为系统运行提供了重要的参考依据。关
AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS.doc
AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXSHYPERLINK"http://lijunye9999.blog.163.com/blog/"\l"m=0&t=1&c=fks_087069085082088074085081086095085084089068084082087067086"第三代核电2009-09-2919:23:43阅读152评论0字号:大中小AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS简介:1.PXS最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。为实现这一主要功能,在
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析.docx
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析题目:PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析摘要:非能动堆芯冷却系统是核电站安全运行的关键组成部分。本论文通过对PRHRS(PassiveResidualHeatRemovalSystem)隔离阀前后破口事故的分析,研究了该事故对非能动堆芯冷却系统的影响。针对这一主题,本文首先介绍了非能动堆芯冷却系统的结构和工作原理,接着分析了PRHRS隔离阀前后破口事故的原因和后果。然后,本文从三个方面分析了这一事故对非能动堆芯冷却系统的影响
第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究.docx
第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究随着能源需求的增加和环保意识的提高,核能产业逐渐成为人们关注的热点话题。作为第三代核电技术的代表之一,AP1000核电堆型具有许多高效且安全的特点。本文将对AP1000核电堆型的运行特点以及堆芯仿真研究进行探讨。一、AP1000核电堆型的运行特点1.高效性能:AP1000核电堆型采用了先进的核反应堆体系结构设计,将燃料棒内核燃料的利用率提高到最高,并且能够在相同的燃料使用量下达到更高的发电量。同时,该型号核电堆型采用了全自动化的技术,能够实现高效的运行。此外
一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统.pdf
本发明涉及核冷却系统技术领域,具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统,所采用的技术方案是:包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统,所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱;所述非能动冷却子系统包括第一冷却器,所述第一冷却器与保温层流道相连;所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵,所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部,并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高