搜索结果: 1-15 共查到“知识库 核安全 核电厂”相关记录26条 . 查询时间(0.117 秒)
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。
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价
严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
2009/7/17
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量，以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额，能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量，它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
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...
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...
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。
一个微机化的核电厂异常事件数据库
异常事件数据库 检索软件 核安全
2009/1/13
为了借鉴国外核电厂的运行经验,在IBM/PC-XT微机上建立了一个核电厂异常事件数据库,目前库存1818件异常事件。库的检索软件用dBASE-Ⅲ数据库语言编成。此库灵活、实用、操作简便,用户可按30个项目进行单项查询或有意义的组合查询。
非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响
非能动余热排出 瞬态特性 失去厂外电源
2008/12/30
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
秦山核电厂各种控制棒弹棒事故的审核计算
点堆模型 热工水力和燃料棒瞬态分析 安全准则
2008/12/30
利用瞬态热工水力分析程序RETRAN02和燃料棒瞬态分析程序FRAPT6,按安全准则的要求,对秦山核电厂各种可能发生的控制棒弹棒事故进行了审核计算。事故工况包括寿期初满功率和零功率以及寿期末满功率和零功率,给出了这4种工况下的事故序列。计算结果符合安全准则要求。
秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析
全厂断电事故 源项 厂外后果 应急防护行动
2008/12/30
采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。