APR1400 APR1400 是韩国研究的第三代压水式反应堆。2017年发表了多篇安全分析的论文。Nguyen 和Namgung 分析了APR1400反应堆不同的支持结构在地震和严重事故的表现。Kang 发表了APR1400大破口失水事故的敏感度分析结果。Hasslberger及其研究团队利用三维计算流体力学模拟APR1400的严重事故。...
《超设计基准事故缓解设备和系统研发》课题的主要集中在全厂断电(SBO)和最终热阱丧失两类超设计基准事故条件下的预防及缓解措施的研究;《中国二代加核电厂抗震能力提升及超设计基准地震裕量分析研究》项目针对在地震下确保核电厂安全停堆、排出余热以及乏燃料储存系统的安全需要,以 CPR1000核电厂为例,对中国二代加核电厂与上述功能有关的系统、设备和结构(SSCs)开展抗震能力研究,通过设计改进,提升二代加核电厂抗震能力...
\\7\\11GB/T 41582-2022核电厂事故源项快速估算方法2022\\7\\11GB/T 41583-2022核电厂堆芯损伤评价方法2022\\7\\11GB/T 41584-2022压水堆核电厂装料前热态性能试验要求2022\\7\\11GB/T 41585-2022压水堆核电厂调试大纲编写规范2022\\7\\11GB/T 41586-2022核电厂应急评价基础输入参数和输出结果2022...
核电厂堆芯损伤评价方法2023/2/194GB/T 41584-2022压水堆核电厂装料前热态性能试验要求2023/2/195GB/T 41587-2022压水堆核电厂装料前冷态性能试验要求2023/2/196GB/T 41585-2022压水堆核电厂调试大纲编写规范2023/2/197GB/T 41588.4-2022道路车辆 控制器局域网(CAN) 第4部分:时间触发通信2023/2/198GB...
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