AP1000首堆非能动堆芯补水箱(CMT)再循环试验流量分析方法研究.第38卷第4期2018年8月核科学与工程NuclearScienceandEngineeringVol.38No.4Aug.2018AP1000首堆非能动堆芯补水箱（CMT）再循环试验流量分析方法研究王中立（上海核工程研究设计院，上海200233...
温度变化,此处分别选取温度最高的堆芯节点为代表作图,以芯块是否失效作为判据进行敏感性分析.若在20.0ks时重新启用堆芯补水箱,由于此时堆芯水位还未下降,堆芯仍处于淹没状态,所以在重新启用堆芯补水箱后,堆芯水位全程保持不变.由于堆芯补水箱内冷却
2.非能动堆芯补水箱对全厂断电类事故序列有着快速且出色的缓解效果，研究结果表明必须有两个或以上的堆芯补水箱正常启用时才能够提供足够的余热移除。若初始安注信号失效，只要在包壳失效之前重新启用堆芯补水箱即能够使事故得到有效缓解。
安全壳内换料水箱水位和温度由指示器和警报监测。堆芯补水箱（堆芯补水箱（coremakeuptankcoremakeuptank，，CMTCMT））两个CMT是垂直的，圆形水箱，配有半球形上下封头。CMT使用碳钢制造，内表面包壳为不锈钢。CMT是AP1000A类设备
2个堆芯补水箱在长时问内提供相对高的安注流量。其入口为来自RCS冷管段的常开压力平衡管，从而维持堆芯补水箱CMT处于RCS的压力；其出口管线由2只常闭的并联隔离阀来隔离，这些阀门为FO设计，即...
而AP1000核电站的非能动安全系统,特别是非能动余热排除热交换器和堆芯补水箱,在防止破损蒸汽发生器满溢方有天然的优势。AP1000核电站不需要操纵员干预就能在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。
安全注入系统安注箱2(56.6m33×47.7m3堆芯补水箱（仅适用于非能动设计）2(70.8m3无高压安注泵不需要3台低压安注泵不需要2台换料水储存箱1(2230m3（IR）1(1600m3硼注入箱不需要1(3.4m39.安全喷淋系统安全喷淋泵2台热交换器2台10.
由于对流堆焊层管道安全端接管内壁对流换热系数温度()50100150200250300换热系数(W/m48.7669.0782.7091.2993.0489.204.2自然对流堆芯补水箱上封头为球形，可近似按大空间自然对流关联式计算换热系数，式中的系数C分别取0.13和1
堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结...
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦
专业学位硕士学位论文核电站用堆芯补水箱设计分析与评定DesignAnalysisCoreMakeupTankNuclearPowerPlant41304034大连理工大学DalianUniversityTechno...
文档信息文档编号:文-05J0RW(自定义文件编号)文档名称:堆芯补水箱安全端焊接工艺研究.doc文档格式:Word(*.doc,可编辑)文档字数:4099字,(不统计页头页...
4李向宾;詹奔腾;李浩永;刘宇生;;堆芯补水箱重力排放过程动态比例特性分析[A];第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会论文集...
论文查重开题分析单篇购买文献互助用户中心AC600全压堆芯补水箱补水实验研究来自知网喜欢0阅读量:11作者:季福云,李长林,郑华,刘少华,许晓兰展开摘要:全...
本文主要介绍了某型号核反应堆堆芯补水箱壳体整体组焊完成之后,后续小接管焊接过程中存在的一些工程难点,针对相关工程难点笔者设计制作了特定结构的壳体防护护圈,通过中间不...
堆芯补水箱作为第三代先进压水堆核电技术的非能动冷却系统中的一个重要部分,对其设计过程进行深入的分析验证研究,为核电站的运行提供安全保障具有重要意义。在堆芯补水箱的设...
>核岛堆芯补水箱简体堆焊层下横向裂纹产生原因分析及对策核岛堆芯补水箱简体堆焊层下横向裂纹产生原因分析及对策收藏本页资料大小:1455.4KB文档格式:PDF文档资料语言...
焊接学报,2011,32(5):61—(1)经试验分析并与同类产品进行对比,确定64.AP1000核岛设备堆芯补水箱简体内壁不锈钢堆焊层周振丰,张文钺.焊接冶金与金属的焊接...
核电站用堆芯补水箱设计分析与评定.pdf文档介绍:研究生优秀毕业论文万方数据要摘施就是要控制煤炭消费总量,提高天然气的使用量,大力发展核电、可再生能源等替代能源。核电...
【摘要】:核电技术中的堆芯补水箱是堆芯冷却系统的关键组成设备,属于核安全1级、抗震1类设备。其结构为立式圆柱形结构,因其外形尺寸较大,需要设计专用的装置来实现堆芯补水箱...