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严重事故下安全壳内环境条件计算分析 被引量:13
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作者 陈松 刘鑫 +2 位作者 史国宝 朱鑫官 蔡剑平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期13-17,共5页
参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条... 参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析。结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件。 展开更多
关键词 严重事故 安全壳环境条件 堆腔 氢气缓解设施 喷淋
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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
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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
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SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述 被引量:9
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作者 苏云 许以全 +1 位作者 曹学武 徐济鋆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第S2期51-55,共5页
SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序... SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。 展开更多
关键词 SCDAP/RELAP5 程序结构 严重事故 模型
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秦山核电二期工程严重事故研究 被引量:7
4
作者 舒睿 许川 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期36-39,共4页
依靠传统的保守设计、纵深防御原则以及三哩岛事故后电厂软硬件上的改进措施,秦山核电二期工程具有足够的对抗严重事故的能力。本文简要介绍了目前对严重事故的研究状况,并对今后严重事故管理工作提出了建议。
关键词 严重事故 事故管理 事故研究
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 被引量:12
5
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期609-615,共7页
本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性... 本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级,非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6~10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。 展开更多
关键词 严重事故 大破口失水事故 裂变产物 源项
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严重事故氢气燃爆缓解措施的初步研究 被引量:9
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作者 肖建军 周志伟 经荥清 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期64-67,77,共5页
轻水堆核电站发生严重事故时,氢气的大体积氢燃爆可能会严重威胁安全壳的完整性。氢气点火器与氢气复合器是2种严重事故下的氢气燃爆缓解设备。本文分别研究了3种氢气燃爆缓解措施,包括仅采用氢气点火器、仅采用氢气复合器和采用氢气复... 轻水堆核电站发生严重事故时,氢气的大体积氢燃爆可能会严重威胁安全壳的完整性。氢气点火器与氢气复合器是2种严重事故下的氢气燃爆缓解设备。本文分别研究了3种氢气燃爆缓解措施,包括仅采用氢气点火器、仅采用氢气复合器和采用氢气复合器结合点火器。结果表明,采用氢气复合器结合点火器的方式可以安全、持续、有效地降低大体积氢燃爆带来的风险。 展开更多
关键词 氢气复合器 氢气点火器 严重事故
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大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究 被引量:10
7
作者 齐盼进 肖岷 +1 位作者 孙吉良 张世顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期55-57,61,共4页
在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1~2h堆芯上部会裸露,压力容器在5~7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8... 在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1~2h堆芯上部会裸露,压力容器在5~7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。 展开更多
关键词 大亚湾核电站 全厂断电 严重事故
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非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析 被引量:11
8
作者 孙雪霆 陈林林 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2219-2223,共5页
采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高... 采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。 展开更多
关键词 严重事故 非能动安全壳冷却 气溶胶沉积 扩散泳
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压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 被引量:11
9
作者 张龙飞 张大发 徐金良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第11期1028-1032,共5页
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致... 以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923 K时的严重事故缓解措施。计算结果表明:该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 蠕变破裂 下封头
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秦山核电厂SGTR事故及其处置研究 被引量:10
10
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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AP1000核电厂氢气点火器功能分析 被引量:11
11
作者 林千 周全福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期89-93,共5页
采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状... 采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变(DDT)状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。 展开更多
关键词 AP1000 氢气点火器 氢气燃烧 爆燃向爆炸转变 严重事故
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根据核电厂工况进行应急防护决策 被引量:9
12
作者 施仲齐 李俊峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第4期386-393,共8页
介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的... 介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平。 展开更多
关键词 应急防护决策 核电厂 防护行动 应急行动水平 剂量预测 堆芯损坏 评价 核事故 安全
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严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究 被引量:10
13
作者 种毅敏 石雪垚 +1 位作者 杨志义 王海洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期504-509,共6页
核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用... 核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。 展开更多
关键词 双层安全壳 通风过滤 严重事故 放射性释放
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压水堆核电厂严重事故对策 被引量:10
14
作者 张松 庄文翠 臧希年 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期101-104,116,共5页
描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻... 描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑,并对我国开展严重事故对策研究提出建议。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 严重事故 严重事故管理导则
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EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较 被引量:9
15
作者 郑华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第3期250-257,共8页
简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统... 简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。 展开更多
关键词 严重事故 欧洲压水堆 CPR1000
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一体化严重事故分析程序的验证与分析
16
作者 何康年 祁祥杰 +5 位作者 丁铭 王楠 陈炼 吴世浩 张亚培 苏光辉 《应用科技》 CAS 2024年第1期59-64,111,共7页
针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSA... 针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSAP程序对实验进行建模,并将MOSAP程序的计算结果与实验结果以及国际通用程序的计算结果进行了对比。结果表明,对于包壳轴向温度、包壳氧化层厚度和氢气产量,MOSAP程序计算结果与实验值和国际通用程序计算结果符合良好。在计算包壳轴向温度和氧化层厚度方面,MOSAP程序计算结果优于国际通用程序计算结果。文中结论对MOSAP程序堆内模块验证和整个模块的验证具有一定的参考意义。 展开更多
关键词 严重事故 严重事故分析程序 一体化严重事故分析程序 QUENCH-06 再淹没 锆水反应 氧化速率常数 包壳氧化
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压水堆核电站锆水反应微观机理 被引量:9
17
作者 吕雪峰 陆道纲 刘滨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期299-303,共5页
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故... 压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理,并计算了反应速率常数。计算结果表明,锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小,是锆水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。文中的计算结果偏于保守,以该方法建立起的动力学模型模拟压水堆核电站严重事故下的氢气行为是安全的。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故 锆水反应 反应机理
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地下核电研究现状 被引量:9
18
作者 钮新强 罗琦 +3 位作者 赵鑫 张文其 刘海波 李翔 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期1-5,共5页
日本福岛核事故以后,能否探索一种安全性更好、公众接受度更高的核电站,成为未来安全发展核电的重要方向。地下核电站的研究经过几十年的蛰伏,重新进入研究人员的视野。本文总结了上世纪50年代以来国外地下核电领域的研究成果,介绍了近... 日本福岛核事故以后,能否探索一种安全性更好、公众接受度更高的核电站,成为未来安全发展核电的重要方向。地下核电站的研究经过几十年的蛰伏,重新进入研究人员的视野。本文总结了上世纪50年代以来国外地下核电领域的研究成果,介绍了近年来我国地下核电方面的研究历程和研究现状。地下核电利用洞室围岩增加了一道实体屏障,有利于实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。 展开更多
关键词 地下核电 严重事故 816工程 公众接受度
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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析 被引量:9
19
作者 向清安 关仲华 +1 位作者 邓纯锐 陈宝文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期83-87,共5页
严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。 展开更多
关键词 严重事故 熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层
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堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析 被引量:9
20
作者 罗娟 罗家成 +2 位作者 李朋洲 孙磊 唐鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期37-41,共5页
核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,... 核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。 展开更多
关键词 严重事故 堆内熔融物滞留(IVR) 下封头 塑性变形 蠕变变形
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