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CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估
被引量:
3
1
作者
陈星
张世顺
林继铭
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2011年第3期6-9,24,共5页
应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价。首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1...
应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价。首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IVR有效性。初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水IVR有效性有可能达到99%以上。更深入的堆腔注水IVR有效性验证和评估工作正在进行中。
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关键词
熔融物堆内滞留
堆腔注水
CPR1000
roaam
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职称材料
全厂断电时安全壳直接加热的概率研究
2
作者
陈阳丽
彭常宏
郭赟
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期172-177,共6页
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模...
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。
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关键词
安全壳直接加热
安全壳失效概率
TCE模型
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职称材料
蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估
被引量:
6
3
作者
杨健
朱文韬
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第1期51-55,共5页
蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APE...
蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。
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关键词
事故进程事件树(APET)
风险导向的事故分析方法(
roaam
)
概率安全分析(PSA)
严重事故管理导则(SAMG)
早期大量释放
原文传递
题名
CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估
被引量:
3
1
作者
陈星
张世顺
林继铭
机构
中科华核电技术研究院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2011年第3期6-9,24,共5页
文摘
应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价。首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IVR有效性。初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水IVR有效性有可能达到99%以上。更深入的堆腔注水IVR有效性验证和评估工作正在进行中。
关键词
熔融物堆内滞留
堆腔注水
CPR1000
roaam
Keywords
In-Vessel Corium Retention(IVR)
Reactor Cavity Flooding
CPR1000
roaam
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
全厂断电时安全壳直接加热的概率研究
2
作者
陈阳丽
彭常宏
郭赟
机构
中国科学技术大学核科学技术学院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期172-177,共6页
文摘
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。
关键词
安全壳直接加热
安全壳失效概率
TCE模型
Keywords
roaam
Containment direct heating
Containment failure probability
roaam
TCE model
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估
被引量:
6
3
作者
杨健
朱文韬
机构
中国核电工程有限公司
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第1期51-55,共5页
文摘
蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。
关键词
事故进程事件树(APET)
风险导向的事故分析方法(
roaam
)
概率安全分析(PSA)
严重事故管理导则(SAMG)
早期大量释放
Keywords
Accident progression event tree (APET), Risk oriented accident analysis method (
roaam
), Probability safety analysis (PSA), Severe accident management guidelines ( SAMG ),Large early release frequency
分类号
TL364.5 [核科学技术—核技术及应用]
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估
陈星
张世顺
林继铭
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2011
3
下载PDF
职称材料
2
全厂断电时安全壳直接加热的概率研究
陈阳丽
彭常宏
郭赟
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016
0
下载PDF
职称材料
3
蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估
杨健
朱文韬
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017
6
原文传递
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