期刊文献+
共找到8篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
Study on severe accident mitigation measures for the development of PWR SAMG 被引量:1
1
作者 ZHANG Kun CAO Xue-Wu CHE Ji-Yao 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2006年第4期245-251,共7页
In the development of the Severe Accident Management Guidelines (SAMG), it is very important to choose the main severe accident sequences and verify their mitigation measures. In this article, Loss-of-Coolant Ac- cide... In the development of the Severe Accident Management Guidelines (SAMG), it is very important to choose the main severe accident sequences and verify their mitigation measures. In this article, Loss-of-Coolant Ac- cident (LOCA), Steam Generator Tube Rupture (SGTR), Station Blackout (SBO), and Anticipated Transients without Scram (ATWS) in PWR with 300 MWe are selected as the main severe accident sequences. The core damage pro- gressions induced by the above-mentioned sequences are analyzed using SCDAP/RELAP5. To arrest the core damage progression and mitigate the consequences of severe accidents, the measures for the severe accident management (SAM) such as feed and bleed, and depressurizations are verified using the calculation. The results suggest that im- plementing feed and bleed and depressurization could be an effective way to arrest the severe accident sequences in PWR. 展开更多
关键词 压水反应堆 重大事故管理指南 补救措施 核安全
下载PDF
恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施 被引量:1
2
作者 史国宝 严锦泉 郑明光 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期511-518,共8页
恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了... 恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。 展开更多
关键词 严重事故预防措施 严重事故缓解措施 恰希玛核电厂2号机组
下载PDF
CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列 被引量:14
3
作者 骆邦其 林继铭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第S1期1-3,7,共4页
CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,... CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。 展开更多
关键词 严重事故 缓解措施 事故分类 事故序列
下载PDF
管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性 被引量:1
4
作者 杨英豪 彭常宏 张佳佳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第S1期107-110,共4页
严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断... 严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。 展开更多
关键词 诱发SGTR 传热管壁厚 严重事故缓解措施
下载PDF
超蒸发表面结构应用于ERVC增强的初步实验研究
5
作者 徐辉 匡波 +2 位作者 刘鹏飞 唐琪 王凡 《应用科技》 CAS 2019年第3期110-115,共6页
为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC),使下封头(RPV)的热负荷分布不超过临界热通量(CHF)。通过在模拟ERVC条件的自然循环回路上,开展光滑面和... 为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC),使下封头(RPV)的热负荷分布不超过临界热通量(CHF)。通过在模拟ERVC条件的自然循环回路上,开展光滑面和开槽面在朝下倾斜表面方位角为7.5°、37.5°、67.5°和82.5°的沸腾传热与CHF的对比实验,发现在ERVC的低流速过冷沸腾条件下,由于超蒸发效应,开槽面上沸腾换热显著增强,CHF得到明显提高,从而初步验证了其应用于增强ERVC热负荷有效性的可行性。 展开更多
关键词 IVR-ERVC 开槽面 超蒸发效应 沸腾换热 临界热通量 严重事故 RPV 缓解措施
下载PDF
核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析 被引量:3
6
作者 高泉源 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期103-106,共4页
概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措... 概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08~13.4d范围内,H2的产生量在12760~13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量。 展开更多
关键词 核电站 严重事故 堆芯熔融物与混凝土相互作用 MEDICS程序 缓解措施
下载PDF
流量波动对临界热流密度影响研究 被引量:1
7
作者 陈薇 刘飒 +1 位作者 门昌华 孙灿辉 《应用科技》 CAS 2020年第3期106-110,共5页
为研究压力容器外部冷却(IVR-ERVC)条件下流动不稳定性对临界热流密度的影响,建立机理性试验平台,开展了加热表面向下倾斜矩形通道内流量波动对临界热流密度影响试验。通过对比有、无波动条件下的临界热流密度试验数据,归纳总结出流量... 为研究压力容器外部冷却(IVR-ERVC)条件下流动不稳定性对临界热流密度的影响,建立机理性试验平台,开展了加热表面向下倾斜矩形通道内流量波动对临界热流密度影响试验。通过对比有、无波动条件下的临界热流密度试验数据,归纳总结出流量波动周期、振幅对临界热流密度的影响,得到的试验及分析结果可为IVR-ERVC严重事故缓解措施有效性评价提供支持。 展开更多
关键词 流量波动 临界热流密度 堆内熔融物滞留 压力容器 外部冷却 严重事故 缓解措施 加热面向下
下载PDF
CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究
8
作者 吴鹏 刘宇生 +1 位作者 王冠一 贾伟 《应用科技》 CAS 2020年第6期84-89,共6页
为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入,无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB... 为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入,无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB)叠加丧失喷淋、失水(LOFW)未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)严重事故状态等作为CPR1000机组的最重要的严重事故的事故序列,利用核与辐射安全中心全范围验证仿真模拟机包含严重事故发生情况下的仿真验证系统(VVS),在严重事故发生后,实时跟踪采取缓解举措与未采取缓解举措事故的发展后果,从而验证CPR1000核电机组满功率运行时(RP模式),严重事故发生后SAMG缓解举措的有效性,为CPR1000机组SAMG的改进提供借鉴。仿真结果表明,采取SAMG缓解举措,能够有效抑制严重事故的进一步恶化。 展开更多
关键词 核电站 严重事故 福岛核电站核事故 缓解举措 有效性 满功率运行模式 事故序列 事故进程
下载PDF
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部