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大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证 被引量:7
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作者 肖岷 孙吉良 +3 位作者 张世顺 阎术 安军靖 卢向晖 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期33-34,51,共3页
根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。
关键词 大亚湾核电站 严重事故管理导则(SAMG) 验证计划 验证组织
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核电厂严重事故日常管理经验总结与发展建议
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作者 孙峰平 《核安全》 2024年第3期94-98,共5页
福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目... 福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目、钥匙管理不规范和未开展移动设备充足性评价等典型问题,并提供了相应的改进措施。本文针对严重事故管理导则电子化、移动设备接入系统试验、移动设备操作错配和严重事故管理导则框架更新等当前仍然存在的问题进行了探讨,并给出了建议。 展开更多
关键词 严重事故 日常管理 严重事故管理导则 SAMG 福岛 移动设备
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核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析 被引量:1
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作者 陈帅 张力 +3 位作者 青涛 李林峰 刘朝鹏 牛茂龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期91-96,共6页
为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征,本文通过研究严重事故管理导则的特殊性,结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈,建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型,识别了决策人员、执行人员的关键影响因子,为严重事故下的人... 为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征,本文通过研究严重事故管理导则的特殊性,结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈,建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型,识别了决策人员、执行人员的关键影响因子,为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。 展开更多
关键词 核电厂 严重事故 严重事故管理导则 应急人员行为
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压水堆严重事故管理入口标准研究
4
作者 张龙飞 雷世雄 余方伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期381-384,共4页
使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度... 使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。 展开更多
关键词 严重事故 事故管理 严重事故管理导则 入口标准
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先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究
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作者 李亚冰 佟立丽 曹学武 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页
依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。 展开更多
关键词 防火喷淋 严重事故缓解 严重事故管理导则 非能动先进压水堆
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Core cooling in pressurized-water reactor during water injection 被引量:2
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作者 TAO Jun LI Jingxi TONG Lili CAO Xuewu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2011年第1期60-64,共5页
In this paper,the reactor core cooling and its melt progression terminating is evaluated,and the initiation criterion for reactor cavity flooding during water injection is determined.The core cooling in pressurized-wa... In this paper,the reactor core cooling and its melt progression terminating is evaluated,and the initiation criterion for reactor cavity flooding during water injection is determined.The core cooling in pressurized-water reactor of severe accident is simulated with the thermal hydraulic and severe accident code of SCDAP/RELAP5.The results show that the core melt progression is terminated by water injection,before the core debris has formed at bottom of core,and the initiation of reactor cavity flooding is indicated by the core exit temperature. 展开更多
关键词 压水反应堆 堆芯冷却 注水 严重事故 热工水力 堆芯熔化 温度显示 反应器
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国内三代核电机组严重事故管理的设想 被引量:1
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作者 沙平川 况慧文 杨赟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第A01期106-108,共3页
福岛核电事故后,与M310二代加改进型核电机组相比,国内三代核电机组在设计中较多采用了能动和非能动相结合的事故缓解系统,并采用了多项设计优化和改进,其堆芯损伤频率(CDF)和大规模释放频率(LRF)比M310二代加改进型机组大幅降低。在严... 福岛核电事故后,与M310二代加改进型核电机组相比,国内三代核电机组在设计中较多采用了能动和非能动相结合的事故缓解系统,并采用了多项设计优化和改进,其堆芯损伤频率(CDF)和大规模释放频率(LRF)比M310二代加改进型机组大幅降低。在严重事故应对方面,国内三代机组的事故缓解能力比M310二代加改进型机组更强。国内三代机组的严重事故管理导则(SAMG)可以借鉴M310二代加改进型机组所采用的西屋业主联合会(WOG)SAMG体系,并在SAMG体系的结构上进行优化改进,这样无论是在硬件上还是软件上,使国内三代机组在严重事故管理方面都获得显著的提升。 展开更多
关键词 三代核电机组 严重事故管理导则 非能动
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Status of Severe Accident Management Guidelines at Kozloduy Nuclear Power Plant 被引量:1
8
作者 Pavlin Groudev Marina Andreeva +1 位作者 Stilyana Mladenova Tsvetan Topalov 《Journal of Power and Energy Engineering》 2016年第4期1-8,共8页
The objective of this paper is to present the current organization of the Emergency Procedures including Emergency Operating Procedures (EOP) and Severe Accident Management Guidelines (SAMG) in Kozloduy Nuclear Power ... The objective of this paper is to present the current organization of the Emergency Procedures including Emergency Operating Procedures (EOP) and Severe Accident Management Guidelines (SAMG) in Kozloduy Nuclear Power Plant (KNPP) as a function of the severity of the accident conditions. Special attention is paid to SAMG. It is described when the SAMG are used and at which conditions in a transition between the EOPs and the SAMG should be made. The Critical Safety Function Restoration Guidelines and their connections with SAMGs and EOPs are also discussed. The arrangement of SAMG is described in detail, since in the KNPP exist 2 types of SAMGs for Main Control Room (MCR) and for the Accident Management Centre (AMC) and they contain the same strategies, but they are different in format. Both types are symptom oriented procedures, but those for MCR are in 2-column-format with interconnections, whereas those for the AMC are developed in a logical manner and simplified for people, who take decisions. In the paper, they are also discussed the adopted strategies in existing SAMG that should be followed to recover from a damaged core condition and to prevent or mitigate the release of fission products. In the paper, they are also described a number of technical measures for management and mitigation of severe accidents, which are implemented in KNPP before and after the Fukushima accident. Many of them are common for WWER-1000 type of reactors, but some of them are unique and plant specific. This information can be useful for operators of other WWER type reactors or even PWR reactors. 展开更多
关键词 Nuclear Safety Emergency Operating Procedures severe accident management guidelines
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严重事故缓解系统薄弱环节分析与对策
9
作者 杨永灯 《核安全》 2021年第6期98-102,共5页
本文介绍了秦山第二核电厂严重事故管理导则概况,分析了核电厂系统设施在预防或缓解严重事故后果方面的能力,找出了对应的系统和设备相关的薄弱环节;此外,对核电厂严重事故缓解系统薄弱环节对应的系统和设备的定期试验监督进行了分析,... 本文介绍了秦山第二核电厂严重事故管理导则概况,分析了核电厂系统设施在预防或缓解严重事故后果方面的能力,找出了对应的系统和设备相关的薄弱环节;此外,对核电厂严重事故缓解系统薄弱环节对应的系统和设备的定期试验监督进行了分析,提出了相关建议。 展开更多
关键词 薄弱环节 缓解系统 严重事故管理导则 定期试验 核安全监督
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蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估 被引量:6
10
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。 展开更多
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
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CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析 被引量:2
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作者 陈艺芬 黄志翱 +1 位作者 郑剑香 缪惠芳 《厦门大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期855-863,共9页
严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR100... 严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考. 展开更多
关键词 CPR1000 严重事故管理导则 全厂断电 小破口失水事故 卸压 外部注水
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