搜索结果: 106-120 共查到“知识库 核安全”相关记录184条 . 查询时间(1.956 秒)
核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究
SGTR 事故仿真 安全分析
2008/12/30
核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。
考虑系统间共用部件相关性的事故序列计算
概率风险评价 事故序列 最小割集
2008/12/30
事故序列计算是核电站概率风险评价中的一个重要环节。文章讨论了考虑系统间共用部件相关性的事故序列计算,给出了一种比较全面地考虑了系统间相关性的新算法,可以使事故序列堆芯熔化概率的计算结果更加合理和正确。
钠冷快堆钠池火事故数值模拟
钠冷快堆 钠池火 火焰薄层
2008/12/30
为了估计和预测钠火事故的后果,构建了以“有火焰薄层”为理论基础的燃烧模型和热传输模型,给出了程序计算结果与试验值的比较。比较结果证实,该计算结果可信、模型合理。程序可用来分析和预测钠池火事故。
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。
秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算
子通道分析 临界热流密度 DNBR 泵轴卡死事故
2008/12/30
用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的 DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。
秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的RELAP5/MOD2分析
主蒸汽管道破裂 RELAP5/MOD2程序 临界流模型 重返功率
2008/12/30
通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。
秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究
主蒸汽管道破裂事故(MSLB) 重返临界
2008/12/30
文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。
三里岛事故与核能政策
核能政策 三里岛事故
2008/12/30
今年的春季,美国三里岛核电站发生了一起重大事故,引起了美国和世界各国舆论的瞩目。我国新闻机构也对这一事件从国际政治的角度进行了不少宣传报道。持续一、两月的舆论之战中,新型能源——核电站的形象被歪曲了。核电站被说成技术上不完备的,安全上无保障的,对生命和环境有重大危胁的一种能源。颇有“攻其一点、不及其余、无限上纲”的味道。三里岛核电站事故到底是什么性质的,有多严重?三里岛核电站事故真的
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...