搜索结果: 16-30 共查到“核安全 核电厂”相关记录31条 . 查询时间(0.104 秒)
非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响
非能动余热排出 瞬态特性 失去厂外电源
2008/12/30
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
秦山核电厂各种控制棒弹棒事故的审核计算
点堆模型 热工水力和燃料棒瞬态分析 安全准则
2008/12/30
利用瞬态热工水力分析程序RETRAN02和燃料棒瞬态分析程序FRAPT6,按安全准则的要求,对秦山核电厂各种可能发生的控制棒弹棒事故进行了审核计算。事故工况包括寿期初满功率和零功率以及寿期末满功率和零功率,给出了这4种工况下的事故序列。计算结果符合安全准则要求。
秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析
全厂断电事故 源项 厂外后果 应急防护行动
2008/12/30
采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。
秦山核电厂事故后果分析
秦山核电厂 设计基准事故 放射性剂量 验收准则
2008/12/30
根据安全审评的要求,利用一套放射性后果分析程序,对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明,剂量符合验收准则。
秦山核电厂小破口失水加全厂断电事故序列的堆芯早期破坏过程分析
核电厂 严重事故 堆芯破坏
2008/12/30
建立了秦山核电厂ICARE2V2mod2 3程序计算模型 ,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯早期失效过程。分析结果表明 :堆芯从 4 560s开始破坏。由于堆芯的冷却条件很差 ,使得整个的堆芯早期失效过程相对较快。ICARE2程序对早期破坏过程分析的有效时间只持续了约790 0s。
秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析
秦山核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR) 满溢 操纵员干预
2008/12/30
给出了秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的审评计算结果,对30 min内操纵员不动作的事故特点、影响满溢的参数和操纵员的干预效果作了分析研究。
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析
高压熔堆事故 SCDAP/RELAP5程序
2008/12/30
压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列，且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列，并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直...
田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析
数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂
2008/12/22
从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。
核电厂安全壳喷淋系统反冷CCW的可行性分析
设备 冷却水
2008/10/29
针对核电厂在失去重要厂用水后,用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路,以反冷设备冷却水系统进行了分析。分析结果表明:夏天反冷是很难成功的;在冬天,只要操纵员在8min内及时切除不必要的热负荷,反冷是可以成功的。
秦山核电厂安全电源可靠性分析（The Reliability Analysis of Safety Power Source in Qinshan Nuclear Power Plant ）
安全电源 应急电源 快速切换
2008/10/29
介绍秦山核电厂安全电源、安全电源的3个上级电源的关系，根据实际运行分别分析了影响3个电源可靠性的因素，并分别提出了改进措施，有的已经实施，有的准备实施，有的还需进一步研究。
秦山核电厂安全分析因素的定期安全审查（The Periodic Safety Review of Safety Analysis of Qinshan Nuclear Power Plant）
秦山核电厂 定期安全审查 安全分析
2008/10/29
介绍了秦山核电厂首次定期安全审查中安全分析因素的审查方法、范围，审查过程中碰到的难点和解决办法，并介绍了审查的基本结论和核电厂拟采取的纠正行动。
核电厂概率安全评价（PSA）的发展和应用
安全评价 核电厂
2008/10/8
作为一种核安全评价方法，PSA近年来发展很快，本文对PSA的研究和应用进行了综述，力求能反映出PSA发展的全貌，以为国内PSA的开发和应用提供参考。
新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策
安全问题 核电厂设计
2008/10/8
世界核电数十年的发展历史以及中国核电近20年的开发经验表明， 核电是一种安全、清洁的能源，迄今为止核电厂运行安全记录是良好的。然而美国三哩岛核电厂事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故也表明，尽管核电厂发生严重事故的频度极低，由于其后果相当严重，仍然不能忽视它的风险。
秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应
安全壳 秦山核电厂
2008/10/8
一、概述 核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。