搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 失水事故”相关记录18条 . 查询时间(0.053 秒)
针对乏燃料水池失水、乏燃料裸露的事故情景，通过实验研究了燃料厂房内空气自然循环及氢气分布的基本规律，得到了空间气体温度场及浓度分布实验数据。结果表明，由于空气自然循环的热量输运作用，各区域升温速率随温度的升高而降低；与外界自然对流通风的简单方式可显著减缓温度上升，实验24 h后加热元件温度低于490 ℃；喷淋则可迅速降低所覆盖区域温度，空间气体平均温度在喷淋后5 min内下降了100 ℃。氢气在空...
大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用
LOCA分析方法 不确定性量化 参数统计 Wilk&rsquo s非参数统计分析方法 正态性检验
2019/11/20
中广核确定论统计方法（GSM）是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故（LOCA）分析方法。在该方法中，程序模型采用确定论现实方法（DRM）惩罚模型进行保守方法处理，对电厂模型采用保守假设，对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布，并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口L...
安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析
船用压水堆 MBLOCA 安注方式 包壳破损
2011/3/11
以某船用压水堆为研究对象，采用RELAP5/MOD32程序，分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中，采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念，确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构，确定每根燃料元件功率因子，最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额，并指出：对破口出现在主管道冷段的设计基准事故，热端安注能减轻事故后果，减少破损份额。
大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一，本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3，通过修改其相关模型或关系式，结合有关分离效应与整体效应试验数据验证，形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上，对300 MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析，...
船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析
失水事故 影响因素 船用堆 运行安全分析
2010/8/3
针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点，利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究，探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响，为运行人员的处理和操作提供了参考，有助于失水事故应急处置规程的制定。
AP1000冷管段小破口失水事故分析
AP1000 RELAP5 小破口失水事故
2010/5/2
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4，对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析，得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。
利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果
可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果
2009/8/25
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法，并以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果，包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算，并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较，结果均在可接受值之内。
西安脉冲堆大破口失水事故分析
脉冲堆 大破口失水事故 安全分析
2009/8/25
分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点，建立了适用的数学模型，编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下，部分燃料芯体最高温度将超过设计限值，但不会发生燃料元件熔毁事故。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析
失水事故 紧急堆芯冷却系统 GO-FLOW法
2009/2/18
应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图，并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明：在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大，而GO-FLOW法可计算系统的故障概率随时间的变化趋势，是分析多时序、多状态系统可靠性的一种有效方法。
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PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究
ＨＰＩＴＦ ＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序 水封清除 ＥＣＣＳ
2008/12/30
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果相比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。
压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
2008/12/30
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热...
压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析
主回路 失水事故 水锤与管道耦合 压水堆
2008/12/30
传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的 ,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题 ,对破裂管道分析了流体和管道的耦合机制 ,引入描述流体 管道单元的 14个参数和 14个偏微分方程 ,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩 ,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电...