申森

作品数：9被引量：16H指数：3
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核电厂内部水淹分析中门缝流量建模的修正
《核电工程与技术》2006年第4期1-4,16,共5页刘海滨 贾红轶 申森 
IFA程序是用于核电厂内部水淹分析的主要计算程序。本文介绍了修正后IFA程序中门缝流量的物理和数学模型，并着重对数学模型中两个关键变量的取值和其中两个物理模型进行了详细论证，证明了修正后的IFA程序对门缝流量的计算是合理的，...
关键词：内部水淹 核电厂 门缝流量 
ACR-700核电厂小破口失水事故分析被引量：2
《核动力工程》2006年第z1期5-8,72,共5页郑利民 申森 
针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析。主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管...
关键词：ACR-700 重水堆 核电厂 小破口失水事故 
重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术被引量：5
《核安全》2005年第1期39-44,共6页郑利民 申森 
乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。
关键词：重水堆核电厂 乏燃料 干式 中间 现状 贮存技术 
CANDU堆核电厂严重事故分析研究被引量：4
《核动力工程》2003年第S2期13-15,69,共4页申森 
介绍了CANDU堆核电厂的严重事故过程、AECL对CANDU严重事故进行的分析研究和对秦山三期核电厂进行的较为详细的核电厂一级PSA分析。分析结果表明,在对抗严重事故方面CANDU堆有着优良的特性,秦山三期堆芯严重损坏概率满足我国和国际通常...
关键词：CANDU堆 核电厂 严重事故 
核电厂老化管理的内容
《核电工程与技术》2003年第3期25-31,共7页申森 窦一康 
为了确保临近退役或延长运行的核电厂的安全运行，国际上上世纪八十年代起开展核电厂老化管理的研究和实施。本文介绍了国际原子能机构(IAEA)最新发表的有关核电厂老化管理导则的文集和核电厂老化管理的主要内容。我国的核电厂虽然年轻...
关键词：核电厂 老化管理 安全性 可靠性 
核电厂老化管理和延寿的现状被引量：5
《核安全》2003年第2期45-47,61,共4页申森 
介绍了目前国际上各核电大国在核电厂老化管理上的大致状况。
关键词：核电厂 老化管理 延寿 
CANDU堆事故分析的特点及与压水堆的比较
《核电工程与技术》2002年第F12期97-114,共18页申森 
本文介绍了加拿大CANDU核电厂事故分析的方法和特点以及与压力堆事故分析方法的比较，还介绍了相关的安全设计和法规标准，CANDU核电厂的安全设计与国际上通常的反应堆安全设计准则是一致的。即也是按照纵深防御的原理对事故进行设防的...
关键词：CANDU堆 事故分析 特点 核电厂 压水堆 
秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析被引量：1
《核动力工程》1999年第6期519-526,共8页蔡剑平 申森 NickBarkman 
加拿大ＣＡＮＤＵ 核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念， 并在设计中采用了多重性、多样性、隔离、设备鉴定、质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ 核电厂在缓解事故后果方面设置了四个专...
关键词：CANDU核电厂 安全系统 安全分析 重水堆 
SNENM/RTSP:一个用于压水堆堆芯瞬态分析的三维节块和子通道计算程序
《计算物理》1992年第A01期579-582,共4页程平东 邵天伟 赵慧敏 周全福 申森 
压水堆堆芯的运行瞬态和事故瞬态是伴随着复杂的热工水力过程的三维中子动力学问题。为了改进现代压水堆的安全设计,提高核电厂运行的机动性和经济性,对这类问题作直接的三维分析是必要的。然而,这种分析常常要花费很大的计算代价。因此...
关键词：压水型堆 堆芯 瞬态状况 程序 
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