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搜索结果: 121-135 共查到知识库 核安全相关记录184条 . 查询时间(5.628 秒)
一、概述 核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。 按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算...
文章引入了国外采用的经验数据和公式,分析了其缺陷性,并从流体瞬变和流体力学理论出发对压水堆主管道双端断裂进行了分析和研究。先用特征线法求得回路系统在失水事故工况下的压力、流量变化曲线,再用控制体体积积分方法较为精确地计算出主管道的11个断点分别断裂时,其他各点的受力和力矩。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析提供了可靠保证
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...
当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列,应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象,着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率,为相应的严重事故管理提供支持。
中国实验快堆一回路钠净化系统雾火事故计算与分析。
中国先进研究堆ATWS事故分析。
中国先进研究堆高温高压试验回路小破口失水事故分析。
研究建立了中国先进研究堆(CARR)在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果,对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况(小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故)以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析,分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量,以防止事故情况下公众和环境遭...
七十年代以来,压水堆蒸汽发生器(SG)的破裂事故屡见不鲜。由于经常发生事故,规定了管束的定期检查。为减少非计划停堆次数,还规定了缺陷管的堵管标准。 SG的破裂事故,由于必须停堆修理,经济损失是巨大的。以1000兆瓦电功率核电站为例,事故停堆一天的费用高达50万美元;更换一台100万千瓦(电)级核电站SG的费
在我国,核技术和放射性核素的大范围应用已有二十多年的历史了,已为现代化建设作出了很大贡献。但是,目前这个领域中的辐射防护工作与应用事业的发展,与世界上发达国家相比还有较大的差距。例如,误入钴源房和丢失放射性物质的事故发生率较高,工作场所辐射防护条件仍需改进,有些工作场所空气中气溶胶污染或表面污染明显存在,工作人员的受照剂量较高。以医用X线工作人员为例,我国目前的受照水平与很多国家六十
本文重点讨论了核辐射(主要针对核电站)事故的有关问题。简要论述了辐射事故的分类、分期及主要照射途径;事故应急对策的利益、代价和风险;采取对策的干预剂量水平和导出干预水平等问题。
针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况,提出了中国先进研究堆(CARR)严重事故辐射后果的验收准则。为进行CARR严重事故排放方案的设计,研究了不同事故排放方案下,CARR发生严重事故时的环境辐射后果。最终推荐提高反应堆大厅密封性并优化事故后密闭与排风组合排放方案,实现了CARR工程无场外应急的安全设计目标。
文章从核事故应急准备与应急响应等方面论述核事故应急工作的必要性和兰州铀浓缩厂事故应急与准备工作的现状及对策。在本厂的核燃料生产中,存在着发生核事故的危险。因此,做好和规范本厂的核事故应急工作,是十分必要的。
1958年12月30日美国罗斯阿拉莫斯钚处理工厂的一个处理容器发生了一次突然的临界事放。官方调查报告指出,事故是在进行清洗时发生的,此时正常的工艺流程已中断,而需要处理槽内超过正常
从设计反应堆控制保护系统的角度出发,讨论了用简单的解析方法求解启动过程中反应堆功率和周期变化的问题。在反应堆控制保护系统的设计中,选择初步方案时没有必要采用繁琐的严格计算方法。利用文中提供的方法能很快地给出具有一定准确度的结果。

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