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压力诱发SGTR的概率计算方法探讨
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作者 王照 裴亮 李琼哲 《核安全》 2023年第1期43-48,共6页
诱发蒸汽发生器传热管破裂现象对核电厂堆芯损伤和放射性早期大量释放风险有非常大的影响。准确地对诱发蒸汽发生器传热管断裂概率进行计算和定值对正确认知核电厂的核安全风险非常重要。文章调研了已有压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概... 诱发蒸汽发生器传热管破裂现象对核电厂堆芯损伤和放射性早期大量释放风险有非常大的影响。准确地对诱发蒸汽发生器传热管断裂概率进行计算和定值对正确认知核电厂的核安全风险非常重要。文章调研了已有压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的取值计算方法,通过对不同取值计算方法的对比分析,结合国内实际情况,提出了一套较为合理可行的压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的计算方法。文章推荐的诱发蒸汽发生器传热管破裂数据采集和分析计算方法为后续国内核电厂概率安全分析应用和安全监管提供了参考。 展开更多
关键词 核电厂 蒸汽发生器 传热管 诱发sgtr 概率安全分析
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基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究 被引量:4
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作者 贾斌 吴晗 +4 位作者 乔雪冬 潘昕怿 吴晓燕 张春明 苏岩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期683-692,共10页
本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况... 本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。 展开更多
关键词 RELAP5 大功率非能动核电厂 sgtr 质量释放 满溢
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SGTR事故并发碘尖峰研究 被引量:4
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作者 张姗姗 梅其良 +1 位作者 付亚茹 孙大威 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第6期349-354,共6页
结合实际电厂运行经验数据,提出了一种新的蒸汽发生器传热管破裂事故并发碘尖峰分析方法,并对新方法的合理性和保守性进行了分析。最后,将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析,结果表明,新方法得到的剂量结果可以满足我国国标... 结合实际电厂运行经验数据,提出了一种新的蒸汽发生器传热管破裂事故并发碘尖峰分析方法,并对新方法的合理性和保守性进行了分析。最后,将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析,结果表明,新方法得到的剂量结果可以满足我国国标的剂量验收准则。 展开更多
关键词 sgtr事故 并发碘尖峰 计算方法 剂量
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SGTR事故二次侧安全阀卡开后的降温降压分析 被引量:4
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作者 詹文辉 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第2期98-100,共3页
为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型,在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析,以确定事件树的成功准则要求,并确定操纵员干预事故的允许时间要求。本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟... 为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型,在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析,以确定事件树的成功准则要求,并确定操纵员干预事故的允许时间要求。本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟分析论证了在SGTR事故二次侧安全阀卡开、辅助给水系统失效且仅一台高压安注有效工况下,如果操纵员在安注信号触发150min后采取相应措施实施反应堆冷却剂系统降温降压操作的事故过程。分析结果表明,在破损SG一、二次侧压力平衡在一个大气压,终止破口流量的过程中,反应堆堆芯被冷却剂有效淹没。 展开更多
关键词 sgtr RELAP5/MOD3程序 降温降压 卡开
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WWER-1000型核电站SGTR事故分析 被引量:7
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作者 石俊英 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第2期51-55,共5页
使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故的动作,给出计算结果和结果分析。
关键词 WWWER-1000型核电站 sgtr 事故分析 DINAMIKA-97 传热管 安全 芯汽发生器 破裂事故
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CPR1000核电厂SGTR事故长期阶段的分析研究 被引量:3
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作者 鲍杰 崔军 +2 位作者 付浩 王一鸣 郑继业 《核安全》 2018年第4期10-16,共7页
对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境的释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失... 对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境的释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明:对于我国的CPR1000系列堆型,与SGTR短期阶段不同,在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入,这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPR1000系列核电厂提出管理建议。 展开更多
关键词 sgtr 事故分析 长期阶段
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SGTR事故并发碘尖峰研究 被引量:3
7
作者 张姗姗 李怀斌 《核电工程与技术》 2013年第1期1-6,共6页
SGTR事故是安全评审重点关注的设计基准事故之一,在三门核电一期工程安全评审中.SGTR事故放射性后果分析被列为CP条件,引起了广泛关注。SGTR事故并发碘尖峰释放机理较为复杂并且对最终剂量结果影响很大。本文结合实际电厂运行经验数... SGTR事故是安全评审重点关注的设计基准事故之一,在三门核电一期工程安全评审中.SGTR事故放射性后果分析被列为CP条件,引起了广泛关注。SGTR事故并发碘尖峰释放机理较为复杂并且对最终剂量结果影响很大。本文结合实际电厂运行经验数据,提出了一种新的SGTR事故并发碘尖峰分析方法,然后对新方法的合理性和保守性进行了分析,最后,将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析.结果表明,新方法得到的剂量结果可以满足我国国标的剂量验收准则。 展开更多
关键词 sgtr事故 并发碘尖峰 碘尖峰计算方法
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SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究
8
作者 余少杰 赵军 方成跃 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期271-276,共6页
以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个... 以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。 展开更多
关键词 人员可靠性分析(HRA) 动态流图法(DFM) 定量化方法 蒸汽发生器传热管破裂(sgtr)
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AP1000和CPR1000核电机组SGTR事故释放源项比较分析 被引量:5
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作者 陈洋 丁四中 上官志洪 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第3期129-133,167,共6页
在对压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故进程分析的基础上,确定了SGTR事故释放源项的计算模型,并以此计算模型对设计方提供的AP1000和CPR1000 SGTR事故释放源项进行了复核。针对两种核电机组SGTR事故的源项计算假设、源项大小... 在对压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故进程分析的基础上,确定了SGTR事故释放源项的计算模型,并以此计算模型对设计方提供的AP1000和CPR1000 SGTR事故释放源项进行了复核。针对两种核电机组SGTR事故的源项计算假设、源项大小进行了对比分析,提出了在评估SGTR事故放射性后果时需要关注的问题和解决措施。 展开更多
关键词 核电厂 sgtr事故源项 AP1000 CPR1000 计算模型
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数字化核电站SGTR事故操纵员认知分析 被引量:2
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作者 袁科 张力 戴立操 《安全与环境学报》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期224-227,共4页
核电站主控室数字化后的人因特征包括数字化规程、警报系统、操作班组信息共享、界面管理任务,它们对操纵员认知可靠性都有重要影响。IDA认知模型把操纵员认知过程分为信息(Information)、诊断(Diagnosis)/决策(Decision)、执行(Action)... 核电站主控室数字化后的人因特征包括数字化规程、警报系统、操作班组信息共享、界面管理任务,它们对操纵员认知可靠性都有重要影响。IDA认知模型把操纵员认知过程分为信息(Information)、诊断(Diagnosis)/决策(Decision)、执行(Action)3个阶段。按IDA模型把数字化核电站主控室操纵员SGTR事故认知过程分为3个阶段,对每个阶段进行操作分析,找到操纵员在SGTR事故认知过程各阶段最容易发生的失误和主要失误。操纵员认知失误发生的原因在于界面管理任务增大了认知难度以及数字化后缺乏情景意识等。 展开更多
关键词 核安全 操纵员 认知过程 sgtr事故 IDA
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基于SGTR事故的数字化SOP规程人因失误模式研究
11
作者 青涛 汤雅沁 +4 位作者 郭逸文 段蕾 陈帅 黄章伟 万博 《产业科技创新》 2020年第8期57-58,共2页
文章基于对SOP规程的逻辑过程进行详细分析,梳理SGTR事故后SOP的规程序列,并分析该序列中操纵员的事故响应特征,同时结合岭东核电厂模拟机培训观察,得到了数字化SOP规程的主要失误模式。研究结果对于提升核电厂事故处理安全水平有着重... 文章基于对SOP规程的逻辑过程进行详细分析,梳理SGTR事故后SOP的规程序列,并分析该序列中操纵员的事故响应特征,同时结合岭东核电厂模拟机培训观察,得到了数字化SOP规程的主要失误模式。研究结果对于提升核电厂事故处理安全水平有着重要意义。 展开更多
关键词 SOP规程 sgtr事故 核安全 岭东核电厂
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华龙一号SGTR事故源项分析研究 被引量:2
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作者 杨舒琦 李兰 +2 位作者 谭怡 肖锋 朱建平 《核安全》 2019年第2期49-53,共5页
本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源... 本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。 展开更多
关键词 sgtr 华龙一号 事故源项 放射性后果
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秦山核电厂SGTR事故及其处置研究 被引量:10
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作者 李吉根 俞尔俊 戴传曾 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期193-199,共7页
用RELAPS/MOD2程序和MARCH3程序对秦山核电厂多种假想SGTR事故及其所致严重事故进行了计算,分析了主要事故序列的事故进程,估算了严重事故下的熔堆时序,探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。
关键词 秦山核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 严重事故 序列分析 事故处置
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Success criteria analysis in support of probabilistic risk assessment for nuclear power plants: application on SGTR accident 被引量:3
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作者 Seyed Mohsen Hoseyni Kaveh Karimi +1 位作者 Seyed Mojtaba Hoseyni Meisam Mohammadnia 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2017年第3期42-58,共17页
Success criteria analysis(SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems. To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulat... Success criteria analysis(SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems. To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulated accidents using deterministic approach to provide required information for the probabilistic model. A systematic framework is proposed in this article for extracting the front line systems success criteria. In this regard, available approaches are critically reviewed and technical challenges are discussed. Application of the proposed methodology is demonstrated on a typical Westinghouse-type nuclear power plant. Steam generator tube rupture is selected as the postulated accident. The methodology is comprehensive and general; therefore, it can be implemented on the other types of plants and complex systems. 展开更多
关键词 SUCCESS CRITERIA ANALYSIS Probabilistic SAFETY ASSESSMENT (PSA) Deterministic SAFETY ASSESSMENT (DSA) Thermo-hydraulics sgtr
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“华龙一号”SGTR事故源项分析方法研究 被引量:3
15
作者 陶俊 宿健 +2 位作者 谢小飞 梁潇 刘建昌 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期267-273,共7页
在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析... 在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。 展开更多
关键词 华龙一号 sgtr事故 事故源项 碘尖峰 分析方法
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国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究 被引量:1
16
作者 贾斌 高新力 +3 位作者 孟利利 石兴伟 靖剑平 马帅 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期836-843,共8页
本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产... 本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。 展开更多
关键词 RELAP5 国产先进压水堆 sgtr 质量释放 满溢 快速冷却系统
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对SGTR事故基于征兆的处理策略分析 被引量:1
17
作者 易珂 高超 苏收 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期263-267,共5页
电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严... 电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。 展开更多
关键词 事故处理策略 蒸汽发生器传热管破裂(sgtr) 最佳估算(BE)
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国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较 被引量:1
18
作者 韩凯 《核安全》 2020年第3期19-25,共7页
本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理... 本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效。 展开更多
关键词 sgtr 降温 降压 事故过程 主泵
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SGTR模拟演练 被引量:1
19
作者 何道侠 周炳鉴 +1 位作者 陆雪华 陈文博 《中国科技信息》 2013年第13期41-42,共2页
SGTR是核电厂设计基准事故之一,事故后果依赖于操纵员的干预行动,通过秦山一厂320MWe核电机组SGTR模拟演练,根据电站主要参数变化,分析SGTR事故进程,掌握SGTR事故操作要点,总结SGTR事故处理注意事项,提高事故处理能力。
关键词 sgtr 模拟机 进程 干预 演练
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核电站SGTR事故的监测判别和人员响应
20
作者 李勃 《科技视界》 2016年第9期269-269,共1页
SGTR事故的监测判别是核电站判断是否发生一回路向二回路泄露的标准,也是人员采取相关行动的重要依据。本文主要阐述了核电站SGTR事故的监测判别方法和人员在事故后的响应。
关键词 sgtr事故 监测判别 人员响应
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