大破口失水事故相关论文
反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故（Loss Of Collant Accident,LOCA）极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质......
HAF102要求新建核电厂在设计中考虑严重事故,因此本文选取百万千瓦级核电厂,采用严重事故分析程序MELCOR1.8.3计算分析了大破口失......
参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安......
第一部分核安全监督管理(A)核安全管理及法规 防_l[:和缓解核电站严重事故的对策 核工业辐射安全的回顾与展望 秦山核电厂的安全设......
最佳估算加不确定性(BEPU)方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故(DBA)的分析.考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在......
核电厂安全分析要求将热工水力系统分析程序、稳态燃料元件分析程序与瞬态燃料元件分析程序联接起来组成程序系统,以分析核电厂各......
SSYST3是一个分析燃料元件瞬态行为的模块程序系统。由联邦德国斯图加特大学核能与能源系统研究所(IKE)和卡尔斯鲁厄核研究中心(K......
SSYST-3是德国KFK开发的燃料元件在事故工况下的瞬态行为分析程序。原程序只能在IBM-3081机上计算。REFLOS程序是SSYST-3程序中的......
为解决我国压水堆大破口失水事故分析中没有合理、可靠分析程序的问题,同时为审核计算我国自行设计建造的第一个压水堆核电厂的安......
PELAP5程序是进行核电厂系统热工水力瞬态及事故分析的重要工具。为保证秦山和广东核电厂事故分析审核计算的顺利进行,充分发挥RE......
本文对我国自行设计的60万千瓦核电站在发生大破口失水事故时作用在堆内部件上的受力载荷、泄漏冷却剂的惯性冲击力和安全壳压力等......
本文简述了核电站安全分析近况,对核电站严重事故列、系统安全分析程序评价、核电站分析器等领域的研究成果做了粗略的介绍,并讨论......
以三里岛事故为转折点繁荣起来的美国核安全研究工作,由于受财政的影响,今后几年政府拨款将逐年减少,一些短期内不易见效或投资过......
几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程......
过去研究中源项估计过高,可安全地降到更现实的值。影响裂变产物从核燃料中释放的因素很多,要精确预测裂变产物的释放率是困难的,......
ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站。本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树......
COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据......
基于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂最佳估算热工水力系统分析程序(CATHARE GB)大破口失水事故(LBLOCA)分析模型,采用多种......
受冷却剂丧失事故(LOCA)喷放流体冲击产生的保温纤维碎片是安全壳地坑滤网堵塞的潜在碎片源。本文以空气为介质模拟大破口失水事故......
地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LO......
AP1000典型事故包括失去外部电力负荷、失水事故、小破口失水事故、大破口失水事故、失水事故后的长期冷却、主蒸汽管道破裂、弹棒......
ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳......
密切结合AP600的工程实际，用PCCSAC-3D程序对冷段双断裂大破口失水事故(DECLG) 下安全壳的热工水力行为进行了分析，分析得到的峰值压......
在大破口失水事故进程中 ,燃料包壳可能发生的破裂将导致流道部分阻塞 ,在事故分析中必须考虑由此产生的影响。用COBRA Ⅳ Ⅰ子通......
...
依据美国NRC最新的EMDAP方法,基于压水堆大破口LOCA事故发展特征,识别各发展阶段的重要现象和过程,并以此为基础,结合分析国内外已......
ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用......
为准确划分应急等级,本文采用最佳估算模型,以源项计算耦合热工水力分析、堆芯物理分析程序对船用堆典型事故——大破口失水事故进......
本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔......
以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳......
针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓......
非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译......
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并......
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法，并以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序分析大破口失水事......
大破口失水事故（LBLOCA）是决定核电站运行功率的设计基准事故之一，本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5／MOD3，通过修改其相关模型或关系......
以某船用压水堆为研究对象，采用MELCOR程序建立事故分析模型，研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为，着重分......
在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级（TCD）现象。TCD现象影响失水事故（LOCA）前稳态工况的燃料平均温......
随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价（PSA）的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的......
本文介绍了在秦山３００ＭＷ核电机组全范围模拟机上所进行的大破口失水事故实验及其结果。实验除验证了秦山核电厂ＬＯＣＡ分析计算的正确性外，还为运......
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25cm大破......
针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明，低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再......
压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报......
基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法,通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间......
分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点，建立了适用的数学模型，编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下，部分燃料芯体最高温度将......
本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行......
本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小......
