搜索结果: 1-15 共查到“核安全 事故”相关记录65条 . 查询时间(0.363 秒)
本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析...
2020年12月4日，由中国气象局科技与气候变化司组织的公益性行业（气象）科研专项“核事故应急响应支撑技术研发”项目验收会在北京召开。验收专家组认真听取了项目组汇报，审阅了有关文档资料，并对项目研究成果进行了质询和讨论。
事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析
BeO 燃料组件 中子学 反应性
2020/1/20
本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题，使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO，一方面由于中子吸收，导致反应性惩罚；另一方面由于BeO的慢化作用，导致反应性补偿，两个相反影响相互竞争共同决定UO2-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知，适量增加235U富集度...
舰船核动力装置事故处理规程的改进
核动力装置 事故处理规程 核电厂
2014/5/27
研究开发完善的事故处理规程是保证核动力装置安全运行的重要措施之一，在全面分析核电厂事故处理规程研究发展的基础上，根据舰船核动力装置的特点，提出了舰船核动力装置事故处理规程开发的基本原则和改进方案，为规程的持续改进完善提供了借鉴。
2011年3月19日，由中国科协主办，中国核学会、中华预防医学会等单位联合承办的“科学家与媒体面对面”活动在中国科技会堂成功举办，来自新华社、人民日报、光明日报、经济日报、科技日报、中央人民广播电台、中央电视台、北京电视台、人民网、中国网等三十余家主流媒体的记者参加了本次活动。
2011年3月19日，由中国科协主办，中国核学会、中华预防医学会等单位联合承办的“科学家与媒体面对面”活动在中国科技会堂成功举办，来自新华社、人民日报、光明日报、经济日报、科技日报、中央人民广播电台、中央电视台、北京电视台、人民网、中国网等三十余家主流媒体的记者参加了本次活动。
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。
文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系，介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法，通过PSA分析，发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节，提出相应的改进措施，并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究，说明了PSA在严重事故研究中的应用。
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究
AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
2009/10/24
建立AP1000的事故分析模型，选取小破口失水始发的严重事故，在研究事故进程的基础上，分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性，重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布，并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
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。
断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究
反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价
2009/7/24
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况，针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究，对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法，着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数，并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明：在断电瞬间，泵的流量和转速迅速下降，试验结果符合安全标准规定；轴承座位移振动在断电瞬间突然加强，...
高温气冷堆蒸汽发生器传热管断裂事故进水量分析
高温气冷堆 传热管断裂 进水
2009/7/24
模块式高温气冷核反应堆是一种安全性好、发电效率高的先进核反应堆。蒸汽发生器传热管断裂导致一回路进水的事故对于高温气冷堆是特有的，可能导致高温石墨燃料和构件与水发生化学反应，引起放射性物质释放和大量可燃爆气体产生的严重后果。对此事故进行深入分析对于验证高温气冷堆的固有安全性有着重要意义，而事故过程中的进水量对事故后果严重性有非常重要的影响。本工作以清华大学核能与新能源技术研究院设计的10MW高温气...
核电厂“半环”运行工况一回路事故进程研究
“半环”运行 丧失余热排出系统 轴封开口
2009/7/24
压水堆核电厂“半环”运行时丧失余热排出系统的事故后果非常严重。为研究该事故进程，本工作以300MW级压水堆核电厂为研究对象，对“半环”运行工况下丧失余热排出系统的事故进程进行研究。分析发现，主泵检修和蒸汽发生器人孔打开工况易因丧失冷却剂而使堆芯裸露，堆芯温度迅速升高，并引发熔堆的事故风险。而当一回路系统闭口时，系统压力将升高很快，存在系统超压风险。