搜索结果: 1-15 共查到“核动力工程技术 事故后”相关记录22条 . 查询时间(0.177 秒)
2024年3月13日，来自美国核工业、美国核管会（NRC）、美国能源部（DOE）和爱达荷国家实验室（INL）的代表在马里兰州举行的监管信息会议上表示，将事故容错燃料（ATF）的使用与机组增容相关联，美国核电厂可以在提高安全性能的同时生产更低成本的电力。
2023年核动力厂严重事故管理研讨会圆满召开（图）
2023年 核动力厂 严重事故 管理研讨会
2023/9/28
2023年9月21日至22日，由中国核能行业协会主办，中国核动力研究设计院承办的2023年核动力厂严重事故管理研讨会在成都顺利召开。
俄罗斯在罗斯托夫测试耐事故核燃料（图）
俄罗斯 核电厂 事故核燃料 先进燃料
2021/9/23
俄罗斯在罗斯托夫核电厂（Rostov）开始测试TVS-2M型耐事故核燃料（ATF）。俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）表示，这种先进燃料组件将提供更高性能和安全性。
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...
自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移
自然循环铅冷快堆 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂 FLUENT 欧拉-拉格朗日方法 气泡迁移
2020/12/20
蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一，对铅冷快堆而言，该事故发生后，二回路的高压水迅速进入一回路，会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆，对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究，基于ANSYS FLUENT，利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪，并对事故...
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
2020/10/20
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
2020年核电厂严重事故管理 同行评估培训研讨会顺利召开（图）
2020年 核电厂 事故管理 研讨会
2020/7/9
为推动核电厂严重事故管理领域经验交流与分享，提高核电厂严重事故管理水平，7月7日中国核能行业协会举办了2020年核电厂严重事故管理同行评估培训研讨会。国家核安全局副局长、核电安全监管司司长汤搏和协会专家委常务副主任赵成昆出席会议，国家核安全局核电安全监管司、生态环境部核与辐射安全中心、核电工程设计运行研究院所、清华大学、上海交通大学以及国内所有运行核电基地等单位的专家和代表共130余人（视频会议同...
日本政府公布福岛核电站事故最终报告
日本政府 福岛核电站事故 报告
2012/7/26
日本政府设立的“东京电力公司福岛第一核电站事故调查和验证委员会”近日公布了福岛第一核电站事故调查最终报告，并已提交给日本首相野田佳彦。这份最终报告列入了去年12月中期报告之后的调查和验证内容，对东京电力公司抢险不力予以批评，并指出当时日本首相官邸对抢险现场的干预产生了负面影响，同时有关政府部门的某些防控举措不到位。
出口集管LLOCA始发严重事故分析
严重事故 出口集管 大破口失水事故 慢化剂注水
2010/8/31
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA），同时叠加低压安注失效，辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭，使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效，慢化剂系统逐渐被加热，最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效...
为评价含H2S天然气井潜在事故对其附近核电厂主控室可居留性的可能影响，假定了含H2S天然气井潜在的最大可信事故及其源项，保守选取污染气象条件，利用核电厂主控室可居留性毒性极限浓度阈值来初步评价含H2S天然气井外部人为事件对核电厂安全运行的潜在不利影响。工程实例计算结果表明，这种方法可供核电厂选址阶段外部人为事件初步评价参考。
全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析
RELAP5/MOD3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流
2010/8/10
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算，给出了AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明：情况1，PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动，稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象，并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果；情况2，由断电信号直接触发PRHRS，触发前安...
在核电厂设计早期，安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比，在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长，现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策，需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下，在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进，可推...
核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析
压水堆核电厂 全厂断电事故 卸压 氢气产生率
2010/4/8
研究了1 000 MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明，开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1） 堆芯温度1 500～2 100 K；2） 堆芯温度2 500～2 800 K；3） 从形成由硬壳包容的熔融池（2 800 K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多，氢气产生率的增大越明显...
中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价
堆芯损伤评价 重事故 MELCOR程序 冷却剂丧失事故
2010/3/18
应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析，研究了由西屋公司制定、经美国NRC（Nuclear Regulatory Commission）认证的“堆芯损伤评价导则（CDAG）”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明，CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故（LOCA）堆芯损伤状况和损伤程度，对进一步研究和验...