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......
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......
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......
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......
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......
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......
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......
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......
为评价船用堆发生严重核事故后环境中早期剂量后果,首先对事故源项在环境中的迁移进行了预测;然后,用严重事故计算程序MELCOR仿真......
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失......
中小型核热电厂采用三回路系统动力装置。文章对高压水中间回路方案可能发生的硼酸稀释,二回路泄压,全厂断电等几个特有的事故进行......
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......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
CPR1000核电机组是基于法国 M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实......
大亚湾核电站18个月换料的设计中,堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高,通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行......
使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-......
最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,能在保证核电厂安全性的......
环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性......
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......
事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面，事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入，其计算模......
田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计......
从大破口失水事故分析方法的发展过程,阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具,可以为核电......
ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序是美国核管会批准用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。但我国目前使用的是一个中间版本，存在着这样或那样的错误或不当之......
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。......
为进一步深化核安全审评工作,国家核安全局从美国核管制委员会(NRC)引进了大型热工水力最佳估算程序TRACE程序。本文利用TRACE程序......
在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动......
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP／RELAPS／MOD3．2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重......
文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯......
大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000......
与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口......
