CN112489834A - 核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 - Google Patents
核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112489834A CN112489834A CN202011403686.0A CN202011403686A CN112489834A CN 112489834 A CN112489834 A CN 112489834A CN 202011403686 A CN202011403686 A CN 202011403686A CN 112489834 A CN112489834 A CN 112489834A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- containment
- free volume
- reference tank
- pressure
- temperature
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/003—Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
- G21C17/01—Inspection of the inner surfaces of vessels
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统,其中,自由容积测量方法包括以下步骤:1)提供参考罐,将压缩气体通过精准流量计和第一阀门注入参考罐,待参考罐内的气体稳定后,记录参考罐内的压力、温度和湿度,根据理想气体方程确定参考罐体积V1;2)将高压压缩气体通过第二阀门注入参考罐后,将气体释放至封闭的安全壳自由容积空间;以及3)待安全壳自由容积空间的气体稳定后,记录安全壳自由容积空间的压力、温度和湿度,并根据理想气体方程确定安全壳自由容积V2。本发明核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统可精确地分析计算安全壳自由容积,复核事故工况下安全壳的压力和温度,准确预测事故工况下放射性物质的泄漏量。
Description
技术领域
本发明属于核电技术领域,更具体地说,本发明涉及一种核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统。
背景技术
核电站安全壳是防止放射性物质外泄而在放射性物质(裂变产物)和环境之间设置的三道屏障之一,在设计基准事故的温度和压力条件下具有良好的密封性。
冷却剂系统管道发生双端剪切断裂时,冷却剂迅速释放并汽化成为水蒸气,或二回路蒸汽管道发生双端剪切断裂时,二回路蒸汽直接释放。水蒸气进入安全壳自由容积,并引起安全壳压力和温度迅速上升。
安全壳自由容积是指安全壳中没有被固态物质(混凝土结构、钢结构、设备等)占用且空气可以自由出入的空间,事故初始阶段,安全壳自由容积是容纳事故能量的主要载体。事故安全分析计算过程中,自由容积是必要输入参数之一。
现有测量技术在安全壳试验期间进行,安全壳试验使用空压机将干燥空气注入安全壳内。在空压机出口与空气注入管线之间安装了一段连接管线,管线上分布着两个流量计,一个湿度计,两个温度计,其中,两个差压式流量计完全相同,相互验证;湿度计位于管道上方;两个温度计分布于管道的侧面和底面。通过充压管线上的仪表可以得到以下参数:Q:流量计得到的体积流量;H:管线内空气的湿度;T:管线内空气的温度(两者的平均值);
根据理想气体状态方程,可以得到干空气的质量流量Qm,利用安全壳试验泄漏率测量网络,测量核岛内空气参数,结合已得到的干空气质量增加量,可以直接得到核岛内自由体积。
但是,现有技术严重依赖注入流量测量的准确性,主要存在以下缺陷:
流量测量不准确:现有技术需要使用大量程空气流量计,当前技术条件下,大量程空气流量计精度较低,无法满足准确测量要求。如果使用小量程高精度空气流量计,将极大地增大测量时长,测量期间封闭安全壳,停止安全壳内部全部工作,停运设备,带来较大经济损失,经济性方面不可接受。
测量窗口不灵活:现有技术依赖安全壳试验用空气压缩机,即测量必须在安全壳试验期间执行,测量窗口固定且紧张。
核岛内空气湿度增加:安全壳试验用空压机使用再生式干燥设备,两套干燥设备通过切换完成干燥材料再生恢复,切换过程中会引起流量波动。自由体积测算过程需要稳定的流量和空气参数,为了保证得到稳定的空气流量,需要空压机停止切换干燥器,进而导致核岛内空气湿度增大,影响自由容积测量准确性。
有鉴于此,确有必要提供一种快速、准确的核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统。
发明内容
本发明的目的在于:克服现有技术的缺陷,提供一种快速、准确的核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统。
为了实现上述发明目的,本发明提供了一种核电站安全壳自由容积测量方法,其包括以下步骤:
1)提供参考罐,将压缩气体通过精准流量计和第一阀门注入参考罐,待参考罐内的气体稳定后,记录参考罐内的压力、温度和湿度,根据理想气体方程确定参考罐体积V1;
2)将高压压缩气体通过第二阀门注入参考罐后,将气体释放至封闭的安全壳自由容积空间;以及
3)待安全壳自由容积空间的气体稳定后,记录安全壳自由容积空间的压力、温度和湿度,并根据理想气体方程确定安全壳自由容积V2。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,所述参考罐位于安全壳内或位于安全壳外。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,步骤1)中,所述精准流量计以累积流量方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计注入参考罐,到达预定压力后,关闭第一阀门,记录累积流量,待参考罐内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,步骤1)中,所述精准流量计以流量控制器方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计注入参考罐,到达预定流量后,关闭第一阀门,待参考罐内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,多次执行步骤2)后执行步骤3)。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,步骤2)中,通过关闭机械贯穿件阀门、关闭安全壳厂房闸门、封闭孔洞保持安全壳封闭。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,步骤2)中,所述高压压缩气体的压力接近所述参考罐的承压能力。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,步骤3)中,通过设置于封闭的安全壳内的多个湿度传感器和温度传感器记录安全壳内的湿度和温度。
作为本发明核电站安全壳自由容积测量方法的一种改进,所述压力、温度和湿度通过对应的压力、温度和湿度传感器记录,压力、温度和湿度传感器记录通过数据线缆连接数据计算系统,并通过数据计算系统分析计算安全壳自由容积。
为了实现上述发明目的,本发明还提供了一种核电站安全壳自由容积测量系统,其包括:
参考罐容积测量系统,包括参考罐、压缩空气系统、连接参考罐和压缩空气系统的精准流量计和第一阀门,以及与精准流量计和第一阀门并联设置的第二阀门,参考罐设有温度传感器、湿度传感器和压力传感器;
安全壳自由容积测量系统,包括封闭的安全壳自由容积空间和用于记录安全壳内的压力、温度和湿度的压力、温度和湿度传感器;以及
数据计算系统,通过数据线缆连接压力、温度和湿度传感器,用于分析计算参考罐体积V1,并根据参考罐体积V1分析计算安全壳自由容积V2。
相对于现有技术,本发明核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统具有以下优点:
利用参考罐精确测量注入安全壳自由容积的空气总量的方法,解决了大量程空气流量计精度不高或小量程空气流量计测量时间过长的问题;
可以使用核电站自有压缩空气生产和分配系统,空气品质好,解决禁用空气压缩机可再生干燥器带来的安全壳试验湿度增加问题;
测量窗口灵活,测量条件要求低。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本发明核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统进行详细说明,其中:
图1为本发明核电站安全壳自由容积测量系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明,并非为了限定本发明。
请参照图1所示,本发明提供了一种核电站安全壳自由容积测量系统,其包括:
参考罐容积测量系统,包括参考罐20、压缩空气系统80、连接参考罐20和压缩空气系统80的精准流量计30和第一阀门(未标示),以及与精准流量计30和第一阀门并联设置的第二阀门(未标示),参考罐20设有温度传感器60、湿度传感器50和压力传感器40;
安全壳自由容积测量系统,包括封闭的安全壳自由容积空间和用于记录安全壳10内的压力、温度和湿度的压力、温度和湿度传感器40、50、60;以及
数据计算系统70,通过数据线缆连接压力、温度和湿度传感器40、50、60,用于分析计算参考罐体积V1,并根据参考罐体积V1分析计算安全壳自由容积V2。
以下结合图1所示,详细描述本发明核电站安全壳自由容积测量方法,其包括以下步骤:
1)提供参考罐20,将压缩气体通过精准流量计30和第一阀门注入参考罐20,待参考罐内20的气体稳定后,记录参考罐20内的压力、温度和湿度,根据理想气体方程PV=nRT确定参考罐体积V1;
2)将高压压缩气体通过第二阀门注入参考罐20后,将气体释放至封闭的安全壳自由容积空间;以及
3)待安全壳自由容积空间的气体稳定后,记录安全壳自由容积空间的压力、温度和湿度,并根据理想气体方程PV=nRT确定安全壳自由容积V2。
具体的过程详细描述如下:
初始阶段,平均温度为T0(K),平均湿度(蒸汽分压)为H0(Pa),压力为P0(Pa);
结束阶段,平均温度为T1(K),平均湿度(蒸汽分压)为H1(Pa),压力为P1(Pa);
累积为ΔQ(m3,标准状态下);
标准状态下,空气密度ρ=1.293kg/m3,
理想气体常数R(Pa·m3·kg-1·K-1)
核电站自有压缩空气生产和分配系统,空气品质好,含水量很低,可视为干空气,对参考罐内干空气,有:
当ΔQ已知,转换求得:
当V已知,转换求得:
式中,每个温度和湿度可取一段时间内的平均值,并根据每个传感器的体积权重进行加权平均。
在安全壳自由容器测量的过程中,使用式(1)计算参考罐自由体积V1,使用式(2)计算参考罐释放到安全壳自由容积中的干空气质量,再次使用式(1)计算安全壳自由容积V2(此过程需要考虑参考罐体积V1的占比)。
具体地,步骤1)中,可以根据实际需要选择参考罐20的设置位置。例如,根据本发明的一个实施方式,参考罐20可以设置于安全壳10内,也可以设置于安全壳10外。对于参考罐20设置于安全壳10外的情形,根据需要,可以在确定参考罐体积V1后将参考罐20的气体直接释放至环境中。
参考罐容积测量系统的主要作用是准确测量参考罐20的体积,精准的参考罐容积是安全壳自由容积测量的基础。参考罐容积测量系统可以采用两种运行方式:例如,步骤1)中,精准流量计30以累积流量方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计30注入参考罐20,到达预定压力后,关闭第一阀门,记录累积流量,待参考罐20内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力,通过以上数据可以根据理想气体方程PV=nRT确定参考罐体积V1。或者,步骤1)中,精准流量计30以流量控制器方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计30注入参考罐20,到达预定流量后,关闭第一阀门,待参考罐20内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力,通过以上数据可以根据理想气体方程PV=nRT确定参考罐体积V1。
根据本发明的一个实施方式,如果参考罐20的容积不够大,可以根据需要多次执行步骤2)后,再执行步骤3)。
为了保证安全壳自由容积的密封性,在进行步骤2)之前,可以通过关闭机械贯穿件阀门、关闭安全壳厂房闸门、封闭孔洞保持安全壳10封闭。此外,也可以根据需要停运设备减少热阱,停止厂房内其他工作。
需要说明的是,压缩空气系统可以根据需要选择不同的压力值。例如,在步骤1)确定参考罐体积V1中,由于采用的是精准流量计,空气的流速较缓慢,此时,压缩空气系统的压力值较低。在步骤2)中,压缩空气系统80提供高压压缩空气,在参考罐20承压能力运行的情况下,设定压力尽量高,以便在较短的时间内确定安全壳自由容积V2。
安全壳自由容积测量系统的硬件基础是核电厂安全壳泄漏率测量网络,与参考罐容积测量系统布置相同,包括温度、湿度、压力传感器40、50、60和数据采集计算系统。如果没有核电厂安全壳泄漏率测量网络,可自行布置空气参数采集测点。在图示实施方式中,压力、温度和湿度通过对应的压力、温度和湿度传感器40、50、60记录,压力、温度和湿度传感器记录通过数据线缆连接数据计算系统70,并通过数据计算系统70分析计算安全壳自由容积。
可以理解的是,为了温度和湿度测量记录的准确性,步骤3)中,通过设置于封闭的安全壳10内的多个湿度传感器50和温度传感器60记录安全壳10内的湿度和温度。例如,对于百万千万级核电厂,安全壳传感器运行的最小数量要求为:a)温度传感器20个;b)露点或相对湿度传感器:6个;c)压力传感器:1个。对于其他类似厂房,可根据自由容积大小、厂房构造、温度场特点调整传感器测点数量,使测量数据尽可能准确的代表自由容积空气参数。
相对于现有技术,本发明核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统具有以下优点:
利用参考罐精确测量注入安全壳自由容积的空气总量的方法,解决了大量程空气流量计精度不高或小量程空气流量计测量时间过长的问题;
可以使用核电站自有压缩空气生产和分配系统,空气品质好,解决禁用空气压缩机可再生干燥器带来的安全壳试验湿度增加问题;
测量窗口灵活,测量条件要求低。
根据上述原理,本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本发明构成任何限制。
Claims (10)
1.一种核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,包括以下步骤:
1)提供参考罐,将压缩气体通过精准流量计和第一阀门注入参考罐,待参考罐内的气体稳定后,记录参考罐内的压力、温度和湿度,根据理想气体方程确定参考罐体积V1;
2)将高压压缩气体通过第二阀门注入参考罐后,将气体释放至封闭的安全壳自由容积空间;以及
3)待安全壳自由容积空间的气体稳定后,记录安全壳自由容积空间的压力、温度和湿度,并根据理想气体方程确定安全壳自由容积V2。
2.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,所述参考罐位于安全壳内或位于安全壳外。
3.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,步骤1)中,所述精准流量计以累积流量方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计注入参考罐,到达预定压力后,关闭第一阀门,记录累积流量,待参考罐内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力。
4.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,步骤1)中,所述精准流量计以流量控制器方式运行,打开第一阀门,压缩空气经精准流量计注入参考罐,到达预定流量后,关闭第一阀门,待参考罐内的气体稳定后,记录温度、湿度和压力。
5.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,多次执行步骤2)后执行步骤3)。
6.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,步骤2)中,通过关闭机械贯穿件阀门、关闭安全壳厂房闸门、封闭孔洞保持安全壳封闭。
7.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,步骤2)中,所述高压压缩气体的压力接近所述参考罐的承压能力。
8.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,步骤3)中,通过设置于封闭的安全壳内的多个湿度传感器和温度传感器记录安全壳内的湿度和温度。
9.根据权利要求1所述的核电站安全壳自由容积测量方法,其特征在于,所述压力、温度和湿度通过对应的压力、温度和湿度传感器记录,压力、温度和湿度传感器记录通过数据线缆连接数据计算系统,并通过数据计算系统分析计算安全壳自由容积。
10.一种核电站安全壳自由容积测量系统,其特征在于,包括:
参考罐容积测量系统,包括参考罐、压缩空气系统、连接参考罐和压缩空气系统的精准流量计和第一阀门,以及与精准流量计和第一阀门并联设置的第二阀门,参考罐设有温度传感器、湿度传感器和压力传感器;
安全壳自由容积测量系统,包括封闭的安全壳自由容积空间和用于记录安全壳内的压力、温度和湿度的压力、温度和湿度传感器;以及
数据计算系统,通过数据线缆连接压力、温度和湿度传感器,用于分析计算参考罐体积V1,并根据参考罐体积V1分析计算安全壳自由容积V2。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011403686.0A CN112489834A (zh) | 2020-12-04 | 2020-12-04 | 核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011403686.0A CN112489834A (zh) | 2020-12-04 | 2020-12-04 | 核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN112489834A true CN112489834A (zh) | 2021-03-12 |
Family
ID=74938069
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202011403686.0A Pending CN112489834A (zh) | 2020-12-04 | 2020-12-04 | 核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN112489834A (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113223739A (zh) * | 2021-04-16 | 2021-08-06 | 中广核工程有限公司 | 一种纵深防御下的核电站安全壳试验系统 |
CN115240883A (zh) * | 2022-08-02 | 2022-10-25 | 大连理工大学 | 一种基于安全壳压升监测的安全壳泄漏快速判断方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5231868A (en) * | 1990-11-09 | 1993-08-03 | Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee | Continuous containment monitoring with containment pressure fluctuation |
WO2004104524A2 (en) * | 2003-05-21 | 2004-12-02 | Girardello, Gianpaolo | Method for measuring the free volume of a tank and measuring device therefor |
CN102420021A (zh) * | 2011-11-15 | 2012-04-18 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站安全壳泄漏率监测方法及系统 |
CN108007645A (zh) * | 2017-10-25 | 2018-05-08 | 中国核电工程有限公司 | 一种大型压水堆安全壳整体密封性试验的传感器布置方法 |
CN108759733A (zh) * | 2018-08-22 | 2018-11-06 | 上海力信能源科技有限责任公司 | 以气体测量不规则物体体积的装置及方法 |
-
2020
- 2020-12-04 CN CN202011403686.0A patent/CN112489834A/zh active Pending
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5231868A (en) * | 1990-11-09 | 1993-08-03 | Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee | Continuous containment monitoring with containment pressure fluctuation |
WO2004104524A2 (en) * | 2003-05-21 | 2004-12-02 | Girardello, Gianpaolo | Method for measuring the free volume of a tank and measuring device therefor |
CN102420021A (zh) * | 2011-11-15 | 2012-04-18 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站安全壳泄漏率监测方法及系统 |
CN108007645A (zh) * | 2017-10-25 | 2018-05-08 | 中国核电工程有限公司 | 一种大型压水堆安全壳整体密封性试验的传感器布置方法 |
CN108759733A (zh) * | 2018-08-22 | 2018-11-06 | 上海力信能源科技有限责任公司 | 以气体测量不规则物体体积的装置及方法 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
何锐 等: "安全壳泄漏率测量仪表体积权重分配方法研究", 核动力工程, vol. 36, no. 6, pages 101 - 104 * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113223739A (zh) * | 2021-04-16 | 2021-08-06 | 中广核工程有限公司 | 一种纵深防御下的核电站安全壳试验系统 |
CN113223739B (zh) * | 2021-04-16 | 2023-08-22 | 中广核工程有限公司 | 一种纵深防御下的核电站安全壳试验系统 |
CN115240883A (zh) * | 2022-08-02 | 2022-10-25 | 大连理工大学 | 一种基于安全壳压升监测的安全壳泄漏快速判断方法 |
CN115240883B (zh) * | 2022-08-02 | 2024-04-12 | 大连理工大学 | 一种基于安全壳压升监测的安全壳泄漏快速判断方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Yu et al. | Multivariate analysis in dam monitoring data with PCA | |
CN112489834A (zh) | 核电站安全壳自由容积测量方法和测量系统 | |
US20200292440A1 (en) | Test device and method for top-of-the-line corrosion of high-temperature high-pressure wet gas pipeline | |
Coble et al. | A review of sensor calibration monitoring for calibration interval extension in nuclear power plants | |
CN101809674A (zh) | 多普勒反应性系数测量方法 | |
CN109443662A (zh) | 一种液体介质阀门微泄漏测试装置及方法 | |
CN110033872A (zh) | 一种通用型钠冷快堆组件单体水力实验台架及其实验方法 | |
WO2016107243A1 (zh) | 锆铌压力管在candu反应堆中的辐照变形计算方法 | |
Zubair et al. | Behavior of Emergency Core Cooling System (ECCS) during the early stage of Loss of Coolant Accident (LOCA) for APR 1400 with Flownex software | |
CN109001418A (zh) | 一种含水煤体解堵能力测试装置及测试方法 | |
CN208564828U (zh) | 筒形阀过流特性测量装置 | |
CN113409969B (zh) | 一种核电厂阀门内泄漏故障诊断方法 | |
CN209247278U (zh) | 一种液体介质阀门微泄漏测试装置 | |
Kussigit et al. | Analysis aging RSG-GAS reactor protection system using drift signal characterization | |
CN219015633U (zh) | 一种核用真空设备的闭式循环试验系统 | |
Cervantes et al. | Reformulation of the pressure-time method for application without flow rate cut-off | |
Wood et al. | Fuel Assembly Flow Measurement and Calculation in an Oversized Test Flow Housing | |
Anglart et al. | Measurement of wall temperature fluctuations during thermal mixing of non-isothermal water streams | |
Yao et al. | Study on Seepage Monitoring and Analysis of SL Gravity Dam | |
Persson | Climatic Condition inside Nuclear Reactor Containments–A New PhD Project | |
Hosoma et al. | Accurate volume measurement system for plutonium nitrate solution | |
Hashemian | Integrated online condition monitoring system for nuclear power plants | |
Kanzleiter et al. | The VANAM experiments M1 and M2—test results and multi-compartmental analysis | |
Taylor | NS Savannah Containment Integrity, Its Measurement and Improvement | |
El’shin et al. | Experimental Neutronics Investigations of Nuclear Propulsion Reactors on Prototype Test Bases |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination |