搜索结果: 76-90 共查到“知识库 核安全”相关记录184条 . 查询时间(1.539 秒)
先进核电厂半球顶安全壳抗震分析
安全壳 有限元分析 SSE工况
2009/5/15
安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构，是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障，是确保核电厂安全的关键设施。因此，必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一，并可能引发重大事故，所以，必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析，设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计...
利比亚的核政策：历史与现实
利比亚 核政策 中东安全 弃核
2009/5/15
出于对自身政权安全的考虑，利比亚早在1969 年即开始秘密进行核武研发活动，直至2003 年宣布弃核。由于同美国等西方国家存在很大矛盾，利比亚从20 世纪八十年代末起遭受日益严厉的经济制裁，其经济社会发展受到严重制约，人民生活水平明显下降，进而诱发了人民的反政府情绪并给政治反对派以可乘之机。在此背景下，利比亚决定采取实际步骤改善与西方国家的关系，这是利比亚弃核的根本原因。而伊拉克战争强化了卡扎菲对...
支承间隙对辅助管道地震分析的影响
辅助管道 地震分析 支承间隙
2009/5/13
在对核电站辅助管道进行地震应力分析时，通常忽略管道与支承间的间隙，但对于非固定约束的支承，管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下，考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析，研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响。结果表明，在地震载荷下，支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响，因此，在对辅助管道进行地震应力分析时，应充...
秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略
反应堆保护系统 数字化 改造 规划
2009/4/7
秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时，采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状，在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和“以我为主，中外合作，充分利用国内技术力量”的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因...
压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
事故 压水堆核电厂
2009/3/24
针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明，在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的...
密度锁内流体稳态传热模型的建立
密度锁 稳态 传热模型
2009/3/2
根据温度场的特点，将密度锁分为混合区、导热区和恒温区，并分别进行建模。用该模型对密度锁进行稳态传热计算，并与实验结果进行对比。结果表明：本工作建立的稳态传热模型能较好地计算出密度锁内的温度场。研究建立了密度锁的热损失量计算式，并对热损失量最小值的情况进行了讨论。
关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论
反应堆 概率安全分析 堆芯损坏概率 堆芯损坏频率
2009/2/26
堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中，其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法，在深入了解堆芯损坏频率（CDF）获得过程的基础上，讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率（CDP）的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP，是一种常见的近似方法，其误差会随着堆年数的增多而变大，应明确其适用范围。计算表明：在10%误差的条件下，对CDF为1×10－4...
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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空间快堆事故工况下温差发电器特性研究
温差发电器 空间快堆 安全性
2009/2/17
从温差发电器的瞬态导热数学模型出发，研究空间快堆在发生无保护超功率事故(UTOP)与无保护失流事故(ULOF)情况下温差发电器温度和热电转换效率的变化趋势。结果表明，在空间快堆发生事故时，温差发电器的热力学变化足以保证热电装置和空间快堆的安全性。
氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果
严重事故 大型干式安全壳 氢气控制 非能动催化复合器
2009/2/13
在严重事故条件下，安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性，必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳，以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故，计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果，及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气，但对于极其快速的氢气释放，它的消氢能力受到一定限制
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
严重事故 蠕变破裂 封头
2009/2/13
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。
BP－RBF神经网络在核电厂故障诊断中的应用
BP神经网络 核电厂 故障诊断
2009/1/19
本工作将BP（backpropagation）神经网络与RBF（radialbasisfunction）神经网络相混合，并将其应用于核电厂的状态监测与故障诊断系统中，通过对核电厂典型故障的特征分析，建立相应的网络结构。为验证该混合网络的有效性，在核动力装置模拟器上进行了仿真实验研究，并用VisualBasic6.0编写了网络程序。研究结果表明：该混合网络具有良好的诊断准确性、实时性和可扩充性。
ADS散裂靶产生的放射性毒性
加速器驱动次临界系统 放射性毒性 年摄入量限值
2009/1/19
利用SHIELD程序计算不同能量质子照射不同靶产生的散裂产物分布。采用年摄入量限值(ALI)标准定义的放射性毒性，对散裂靶中散裂产物产生的放射性毒性进行研究分析。研究结果表明：散裂产物具有较大的毒性，特别是在加速器驱动的次临界系统(ADS)要求的入射粒子(质子)能量下，产生了一些处于稀土区长寿命的α放射性核素。这些核素若不能在辐射场中被嬗变掉，其毒性将对生物环境产生长期的影响。