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Severe accident risks from external events
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作者 Randall O Gauntt 《Engineering Sciences》 EI 2013年第3期31-38,共8页
This paper reviews the early development of design requirements for seismic events in USA early developing nuclear electric generating fleet. Notable safety studies,including WASH-1400,Sandia Siting Study and the NURE... This paper reviews the early development of design requirements for seismic events in USA early developing nuclear electric generating fleet. Notable safety studies,including WASH-1400,Sandia Siting Study and the NUREG1150 probabilistic risk study,are briefly reviewed in terms of their relevance to extreme accidents arising from seismic and other severe accident initiators. Specific characteristic about the nature of severe accidents in nuclear power plant (NPP) are reviewed along with present day state-of-art analysis methodologies (methods for estimation of leakages and consequences of releases (MELCOR) and MELCOR accident consequence code system (MACCS)) that are used to evaluate severe accidents and to optimize mitigative and protective actions against such accidents. It is the aim of this paper to make nuclear operating nations aware of the risks that accompany a much needed energy resource and to identify some of the tools,techniques and landmark safety studies that serve to make the technology safer and to maintain vigilance and adequate safety culture for the responsible management of this valuable but unforgiving technology. 展开更多
关键词 external events severe accidents in NPP beyond design basis events NUREG- 1150 state-of-art reactor consequence analyses seismic probabilistic risk assessment
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模拟事故工况下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性测试及评估方法研究
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作者 李菲菲 刘晓强 孟凡江 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期54-58,共5页
安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,... 安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,针对其在DBA下的可靠性及评估方法进行了研究。研究表明:在DBA下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性要综合考虑涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能等。而非能动核电厂安全相关涂层工程应用,则需从涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能、涂层碎片(数量、大小、位置和性能等)以及包络涂层碎片后的碎片裕量等角度进行综合评估,以确定在事故工况下涂层的可靠性,不对系统安全产生影响,保证核电厂更安全、高效和经济性运行。 展开更多
关键词 安全相关涂层 核电厂 可靠性 设计基准事故 涂层碎片
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非能动安全壳冷却系统启动策略试验研究
3
作者 黄晨 赵斌 +1 位作者 孟兆明 孙中宁 《应用科技》 CAS 2023年第5期115-119,共5页
为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究... 为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究。试验结果表明:PCS系统采用双阀开启方案或冷管段隔离阀关闭方案时能够获得较优的启动性能;采用双阀开启方案,系统启动过程较为平稳;采用冷管段隔离阀关闭方案,为避免在启动过程中发生故障,建议系统启动时换热器传热管内液体温度不要超过120℃。试验结果对“华龙一号”PCS系统启动规程的制定具有指导意义。 展开更多
关键词 非能动安全壳热量导出系统 安全壳喷淋系统 华龙一号 系统启动策略 超设计基准事故 汽锤 两相流 自然循环
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安全壳非能动热阱系统研究
4
作者 盛美玲 张欣 +1 位作者 梁潇 丘锦萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1928-1937,共10页
为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统... 为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。 展开更多
关键词 安全壳非能动热阱 非能动安全壳热量导出系统 设计基准事故
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核电厂主控室一体化安全控制盘台技术改进研究
5
作者 邹杰 周毅超 +4 位作者 程波 张学刚 张建波 徐晓梅 毛婷 《中国核电》 2023年第6期824-827,共4页
日本福岛核事故后,为满足国家核安全规划中要求的堆芯损坏频率和大量放射性释放频率概率安全目标,增强应对类似福岛核事故的超设计基准事故能力,对ACPR1000技术方案进行了大胆的创新和突破,核电厂纵深防御策略为了应对超设计基准事故,... 日本福岛核事故后,为满足国家核安全规划中要求的堆芯损坏频率和大量放射性释放频率概率安全目标,增强应对类似福岛核事故的超设计基准事故能力,对ACPR1000技术方案进行了大胆的创新和突破,核电厂纵深防御策略为了应对超设计基准事故,提出了在主控室单独设置多样性人机接口盘和严重事故盘的新要求,高标准严要求下的方案设计与主控室有限的空间和降低建造成本产生了矛盾,通过研究将后备盘/大屏幕/多样性人机接口盘/严重事故处理盘等整合为一体化安全控制盘台的方案,以期降低核电厂运行人因失误风险,提升人员可靠性,促进核电厂安全生产,以达到保障国家核安全的目标。 展开更多
关键词 超设计基准事故 一体化安全控制盘台 人因失误 人员可靠性
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西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析 被引量:9
6
作者 朱磊 陈立新 +2 位作者 赵柱民 江新标 屠荆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期800-806,共7页
为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为... 为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。 展开更多
关键词 超设计基准事故 瞬态分析 脉冲堆 RELAP5
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池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用 被引量:3
7
作者 王凤龙 杨勇 +6 位作者 黄树明 张强 王事喜 吴明宇 徐治龙 邵静 万海霞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1849-1857,共9页
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组... 针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249—2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。 展开更多
关键词 池式钠冷快堆 设计基准事故 超设计基准事故 计算方法
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秦山核电二期工程事故源项分析 被引量:5
8
作者 杨洪润 李兰 沈瑾 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期69-72,共4页
针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算。文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故... 针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算。文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论。 展开更多
关键词 设计基准事故 事故源项
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船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析 被引量:6
9
作者 王伟 陈力生 张帆 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2012年第2期87-92,共6页
建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷... 建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 展开更多
关键词 小破口失水事故 热工水力 放射性源项 设计基准事故
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AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟 被引量:5
10
作者 郑开云 葛磊 +1 位作者 陈功名 王兴平 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期25-31,共7页
针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变... 针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求. 展开更多
关键词 AP1000核电厂 设计基准事故试验 热冲击 数值模拟
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事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究 被引量:1
11
作者 张姗姗 付亚茹 +1 位作者 孙大威 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期94-100,共7页
核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控... 核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。 展开更多
关键词 CAP1000 设计基准事故 主控室 剂量分析 可居留性
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秦山核电二期工程设计基准事故水力学载荷分析 被引量:4
12
作者 余红星 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期102-105,共4页
在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件。设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有进行详细的水力学载荷分析;广东大亚湾核电站由于是全套引进... 在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件。设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有进行详细的水力学载荷分析;广东大亚湾核电站由于是全套引进,国内没有做这方面的工作。秦山核电二期工程是国内第一次在设计阶段进行详细的水力学载荷分析。本文从破口模型、计算机程序和分析方法等方面总结了秦山二期核电站在设计基准事故下的水力学载荷分析。 展开更多
关键词 设计基准事故 水力学载荷 分析
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中国试验快堆(CEFR)典型事故工况下的瞬态分析 被引量:2
13
作者 王平 朱继洲 陈学俊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第2期102-107,共6页
本文采用计算机仿真的方法,对我国首座试验快堆CEFR在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明,当保护停堆系统正常工作时,CEFR在所分析的事故工况下具有良好的安全性。
关键词 快堆 设计基准事故 瞬态分析 事故工况 CEFR
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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量:5
14
作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多
关键词 MELCOR 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
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49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析 被引量:2
15
作者 张亚东 郭玥 +1 位作者 吴园园 邹耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1405-1409,共5页
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔... 为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。 展开更多
关键词 49-2游泳池式反应堆 超设计基准事故 未能紧急停堆的预期瞬变 堆芯完全裸露
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船用核动力装置的超设计基准事故及其对策 被引量:2
16
作者 赵新文 蔡琦 蔡章生 《电站系统工程》 北大核心 2002年第2期58-60,共3页
以船用核动力装置(MNPP)为对象,定义了超设计基准事故(BDBA)的概念,介绍了BDBA的物理过程,提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方法。
关键词 超设计基准事故 船用核动力装置 核电站 安全
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秦山核电二期工程超设计基准事故研究 被引量:4
17
作者 江光明 李美福 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期44-45,48,共3页
简要介绍秦山核电二期工程最终安全分析报告第15章第9节关于超设计基准事故研究的内容,包括典型的几类超设计基准事故的定义、起因、分析方法及原则、事故处理规程及其放射性后果。
关键词 超设计基准事故 分析方法
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运行核电厂事故管理若干问题的探讨 被引量:3
18
作者 曹学武 王喆 张英振 《核安全》 2009年第2期14-18,24,共6页
本文就运行核电厂事故管理的必要性、实施原则及事故管理大纲等问题进行了探讨。本文认为,为了在超设计基准事故发展过程中进行事故管理,应制定和实施核电厂事故管理大纲,使事故管理所需要的所有物项都处在备用状态,以便需要时进行有效... 本文就运行核电厂事故管理的必要性、实施原则及事故管理大纲等问题进行了探讨。本文认为,为了在超设计基准事故发展过程中进行事故管理,应制定和实施核电厂事故管理大纲,使事故管理所需要的所有物项都处在备用状态,以便需要时进行有效地事故管理。 展开更多
关键词 核电厂 超设计基准事故 事故管理
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双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查 被引量:8
19
作者 陈晓秋 岳会国 林权益 《辐射防护通讯》 2005年第4期1-8,共8页
压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题... 压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论:(1)事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。(2)大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRC R.G.1.4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRC R.G.1.145描述的概率论方法进行估算。(3)场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。 展开更多
关键词 设计基准事故 源项 放射性后果
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LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究 被引量:1
20
作者 房永刚 王庆 +1 位作者 苏岩 徐宇 《核安全》 2017年第4期61-65,共5页
在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计... 在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计者逐渐形成了一系列的理论,用以排除管道破裂的相关假设和防护措施,其中主要包括LBB和BP概念。本文进行了LBB和BP概念理论基础的相关研究,通过二者在第三代AP1000和EPR机组上应用的对比分析,总结了二者的差异,并给出了进一步提高LBB和BP应用的安全性的建议。 展开更多
关键词 管道破裂 动态效应 双端剪切断裂 设计基准事故
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