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搜索结果: 1-2 共查到机械工程 AP1000相关记录2条 . 查询时间(0.084 秒)
采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟,结果表明,中破口始发严重事故压力容器内会产生624kg的氢气,安全壳隔间有氢气燃烧的风险。同时,建立氢气控制系统模型,选取热段中破口始发(MB-LOCA)的严重事故序列,分析氢气控制系统的消氢效果,结果...
AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬...

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