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福岛后压水堆核电厂堆外核测量系统设计浅析 被引量:5

Study on the Ex-core Nuclear Instrumentation System Design of PWR Nuclear Power Plant after the Fukushima Accident
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摘要 本文介绍了压水堆核电厂堆外核测量系统在系统设计、设备配置中针对RG1.97设计导则要求和福岛事故后反应堆中子注量监测要求的改进措施,分析了在核电厂中广泛使用数字化控制系统后堆外核测量系统功能分配以及系统间接口情况,为压水堆核电厂堆外核测量系统的设计提供新的方案。 本文介绍了压水堆核电厂堆外核测量系统在系统设计、设备配置中针对RG1.97设计导则要求和福岛事故后反应堆中子注量监测要求的改进措施,分析了在核电厂中广泛使用数字化控制系统后堆外核测量系统功能分配以及系统间接口情况,为压水堆核电厂堆外核测量系统的设计提供新的方案。
出处 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第S2期11-14,共4页 Nuclear Science and Engineering
关键词 数字化控制系统 堆外核测量系统 系统设计 digital control system ex-core nuclear instrumentation system system design
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参考文献1

  • 1U.S.Nuclear Regulatory Commission.Criteria for Accident Monitoring Instrumentation for Nuclear Power Plants[].RG.

同被引文献14

引证文献5

二级引证文献9

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