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Conceptual Strategy for Mitigating the Risk of Hydrogen as an Internal Hazard in Case of Severe Accidents at Nuclear Power Plant Considering Existing Risks and Uncertainties Associated with the Use of Traditional Strategies
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作者 Arman Grigoryan 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第3期165-177,共13页
Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydroge... Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydrogen removal with Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) being a commonly accepted approach. However, an examination of PAR operation specificity reveals potential inefficiencies and reliability issues in certain severe accident scenarios. Moreover, during the in-vessel stage of severe accident development, in some severe accident scenarios PARs can unexpectedly become a source of hydrogen detonation. The effectiveness of hydrogen removal systems depends on various factors, including the chosen strategies, severe accident scenarios, reactor building design, and other influencing factors. Consequently, a comprehensive hydrogen mitigation strategy must effectively incorporate a combination of strategies rather than be based on one strategy, taking into consideration the probabilistic risks and uncertainties associated with the implementation of PARs or other traditional methods. In response to these considerations, within the framework of this research it has been suggested a conceptual strategy to mitigate the hydrogen challenge during the in-vessel stage of severe accident development. 展开更多
关键词 severe accident management Nuclear Power Plant Hydrogen Risk Mitigation Risk management Passive Autocatalytic Recombiner
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核电厂严重事故管理诊断 被引量:4
2
作者 浦胜娣 黄东兴 李吉根 《核安全》 2004年第3期21-25,共5页
给出了严重事故诊断方法,包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断,明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数,以及这些参数的优先级,以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳... 给出了严重事故诊断方法,包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断,明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数,以及这些参数的优先级,以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。 展开更多
关键词 诊断方法 复诊 缓解 预防 监督 控制 恢复 严重事故 核电厂 稳定状态
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乏燃料水池严重事故现象及管理策略研究 被引量:3
3
作者 王高鹏 李博 喻新利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1652-1657,共6页
针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对... 针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对缓慢,但乏燃料组件的熔化及产生的氢气风险还是可能最终造成放射性向环境的大量释放。此外,本文还对乏燃料水池严重事故管理导则中的应急注水策略和氢气风险管理策略的有效性进行了计算分析,得到了严重事故下执行相关策略的时间窗口,从而为同类型核电厂严重事故管理导则的开发和有效执行提供支持。 展开更多
关键词 乏燃料水池 严重事故 氢气风险 严重事故管理
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压水堆一回路卸压措施影响因素研究 被引量:3
4
作者 纪段 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期385-390,共6页
研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于... 研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件,可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明,考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求,较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀,同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。 展开更多
关键词 压水堆 小小破口冷却剂丧失事故 严重事故 一回路卸压 入口温度
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压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究 被引量:4
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作者 张龙飞 张大发 徐金良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期108-111,共4页
以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压... 以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压安全注射对大破口失水事故的缓解情况。结果显示,高压安全注射的时机对大破口失水事故的进程有着重要的影响,较早阶段的注水能够有效阻止堆芯熔化,较晚阶段的注水会恶化事故进程,加速堆芯熔化。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故管理 大破口失水事故 高压安全注射
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核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究 被引量:4
6
作者 王高鹏 朱文韬 +1 位作者 牛世鹏 刘宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期595-600,共6页
本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严... 本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究.得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持. 展开更多
关键词 安全壳过滤排放 严重事故管理 安全壳性能 放射性释放
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安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究 被引量:2
7
作者 刘汉臣 孙明军 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期106-112,共7页
严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算... 严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。 展开更多
关键词 安全壳 氢气风险 非能动安全壳冷却 严重事故管理
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Safety Implementation of Hydrogen Igniters and Recombiners for Nuclear Power Plant Severe Accident Management 被引量:1
8
作者 肖建军 周志伟 经荥清 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 2006年第5期549-558,共10页
Hydrogen combustion in a nuclear power plant containment building may threaten the integrity of the containment. Hydrogen recombiners and igniters are two methods to reduce hydrogen levels in containment buildings dur... Hydrogen combustion in a nuclear power plant containment building may threaten the integrity of the containment. Hydrogen recombiners and igniters are two methods to reduce hydrogen levels in containment buildings during severe accidents. The purpose of this paper is to evaluate the safety implementation of hydrogen igniters and recombiners. This paper analyzes the risk of deliberate hydrogen ignition and investigates three mitigation measures using igniters only, hydrogen recombiners only or a combination of recombiners and igniters. The results indicate that steam can effectively control the hydrogen flame acceleration and the deflagration-to-detonation transition. 展开更多
关键词 nuclear power plant severe accident management hydrogen mitigation CONTAINMENT flameacceleration deflagration-to-detonation transition
原文传递
二级PSA在严重事故管理中的应用研究 被引量:1
9
作者 张佳佳 倪曼 +2 位作者 肖军 宫宇 钱鸿涛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期74-78,共5页
二级概率安全分析(PSA)可用来定量评估严重事故风险,是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程,以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例,对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水... 二级概率安全分析(PSA)可用来定量评估严重事故风险,是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程,以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例,对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险,执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。。 展开更多
关键词 二级PSA 人员可靠性分析 严重事故管理 快速卸压 应急注水
原文传递
核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用 被引量:1
10
作者 喻新利 孙涛 +5 位作者 孙金龙 卢文魁 王高鹏 李力 魏玮 朱文韬 《中国核电》 2017年第4期489-493,共5页
"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重... "华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。 展开更多
关键词 严重事故管理 “华龙一号” 设计要求
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核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析 被引量:1
11
作者 牛世鹏 王聪 +1 位作者 王高鹏 刘宇 《核安全》 2019年第2期90-94,共5页
本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分... 本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分析、就地操作及操作位置/路径、操作区域环境条件的计算、严重事故下相关操作人员的可达性评估以及对严重事故管理的影响分析。 展开更多
关键词 严重事故管理 操作人员 可达性分析
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福岛第一核电厂严重事故管理研究 被引量:1
12
作者 刘凯 王炜 《中国安全生产科学技术》 CAS CSCD 2013年第3期67-73,共7页
日本福岛核事故造成了堆芯熔毁的严重事故,应急处置过程暴露出严重事故管理的种种不足,引起对核电厂严重事故管理的关注。简述了国际原子能机构和日本关于核电厂严重事故管理的规范要求,分析了福岛第一核电厂事故序列和严重事故管理策略... 日本福岛核事故造成了堆芯熔毁的严重事故,应急处置过程暴露出严重事故管理的种种不足,引起对核电厂严重事故管理的关注。简述了国际原子能机构和日本关于核电厂严重事故管理的规范要求,分析了福岛第一核电厂事故序列和严重事故管理策略,讨论了严重事故管理存在的问题及其可能的改进措施,最后提出了改进核电厂严重事故管理的框架模型和方法。 展开更多
关键词 核事故 严重事故管理 核电厂
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核电厂基于网络构架的严重事故管理平台
13
作者 李小龙 刘德懿 孔琳 《机电产品开发与创新》 2020年第2期15-17,共3页
日本福岛核事故发生之后,核电厂严重事故管理得到了核电营运者和监管机构的更加重视。为了提高电厂应对严重事故的能力,降低事故管理人员压力,提高严重事故管理决策的效率和正确性,核电厂开发了一套基于网络构架的严重事故管理平台。通... 日本福岛核事故发生之后,核电厂严重事故管理得到了核电营运者和监管机构的更加重视。为了提高电厂应对严重事故的能力,降低事故管理人员压力,提高严重事故管理决策的效率和正确性,核电厂开发了一套基于网络构架的严重事故管理平台。通过整合多渠道机组监测方式,建立多画面的机组状态展示,智能化严重事故管理导则评估流程,创建各机组热工水力模型,实现事故进程预测与分析,建立多样化事故模拟场景。并将监测、评估和预测功能集于一体,构建网络化严重事故管理专家支持系统。 展开更多
关键词 严重事故管理 智能化 网络化 预测分析
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非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析
14
作者 袁嘉琪 唐钢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期505-510,共6页
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致... 以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。 展开更多
关键词 安全壳惰化环境 严重事故管理 氢气风险 安全壳超压
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安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究
15
作者 刘汉臣 孙明军 佟立丽 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期995-1001,共7页
严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算... 严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。 展开更多
关键词 安全壳 氢气风险 非能动安全壳冷却 严重事故管理
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“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理
16
作者 牛世鹏 余蕴 +2 位作者 刘宇 牛岳鹏 张佳佳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期48-56,共9页
"华龙一号"严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故,导致一回路放射性物质旁通安全壳,进而造成放射性物质大量释放。因此,在核电厂严重事故管理和二级PSA中,需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。基于Larson-Miller蠕变失效模型... "华龙一号"严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故,导致一回路放射性物质旁通安全壳,进而造成放射性物质大量释放。因此,在核电厂严重事故管理和二级PSA中,需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。基于Larson-Miller蠕变失效模型,结合ROAAM方法,综合考虑了传热管缺陷和过渡段水封对蠕变诱发SGTR的影响,开发了"华龙一号"一回路蠕变失效模型。在此基础上,自主开发了"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR概率计算程序PACIS。采用PACIS程序,以"华龙一号"为研究对象,选取了一回路高压且二次侧丧失给水的典型事故序列进行了蠕变诱发SGTR概率分析。为"华龙一号"严重事故管理导则中蠕变诱发SGTR事故预防和缓解策略提供了理论支持。结果表明通过开展"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR风险研究,并在严重事故管理和二级PSA中进行了应用,有效提高了"华龙一号"应对严重事故的能力。 展开更多
关键词 “华龙一号” 蠕变诱发SGTR 严重事故管理 二级PSA
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大亚湾核电站严重事故管理导则 被引量:9
17
作者 孙吉良 肖岷 +2 位作者 黄辉章 杨玲 熊春华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第S2期5-8,20,共5页
根据大亚湾核电站严重事故管理导则的编写过程,介绍了大亚湾核电站严重事故管理导则的框架结构和主要内容,对导则编写过程中需要解决的几个问题及其解决办法作了简要的描述。
关键词 大亚湾核电站 严重事故管理导则(SAMG) 应急运行规程(EOP) 电站应急计划
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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
18
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
19
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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蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估 被引量:6
20
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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