严重事故相关论文
为了探究聚并效应在重力沉降过程中的作用，本文建立适用于热态环境下亚微米气溶胶的综合沉降模型。依据颗粒聚并和重力沉降理论，采用......
为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价，本文从简化事故后场外应......
自福岛核事故发生以来,严重事故的分析与缓解成了核能界广泛关注的一个热点议题。为了进一步提高核电站的安全性,各国研究人员对严......
核能具有能量密度高、清洁无污染等优点,利用核能发电可以有效缓解我国当前所面临的能源短缺问题以及环境问题。随着核电行业的发......
针对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统(RRA)连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧......
为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据......
压水堆核电厂在严重事故下,堆芯换热条件恶劣,此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂.本文以大亚湾核电厂M310机组一回......
U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为.......
U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式与材料类型和典型压水堆存在明显不同,严重事故下,熔池结构将存在明显不同,其重金属层......
传统的全范围模拟机（FSS）主要模拟反应堆正常工况以及设计基准事故工况。严重事故一体化分析程序主要针对严重事故（SA）工况进行模拟,但......
熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿......
2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核......
通过开展严重事故下功能需求分析、中压应急移动电源的带载能力分析,结合人员可达性、操作时效性要求,给出了严重事故期间中压应急......
核反应堆倘若发生严重事故,熔融状态的堆芯物质可能与冷却剂发生相互作用（FCI）引发蒸汽爆炸。产生的冲击波可能破坏周围结构,增加放......
严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于......
反应堆发生事故最严重的后果是放射性裂变产物弥散到环境中,为了研究严重事故工况下放射性裂变产物碘在安全壳内的分布特点,本研究......
鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个......
国际上,核电厂设计可靠性保证大纲(D-RAP)已在新建的先进核电厂的设计中普遍被采用,它提高了风险重要的SSC 在事故情况下尤其是在......
用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关，而通用的堆芯源项程序，如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素，如何在大......
海因里希法则假设职业事故的严重程度分布是相对恒定的，是职业安全管理的主要工具之一。然而，现有的一些证据表明：严重和致命事故并未......
MAAP 是完整的第二代系统性程序，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果.MAAP 程序被广泛应用在各......
严重事故下,安全壳设备舱门是安全壳的薄弱环节之一.主要对严重事故下设备舱门密封性能进行研究。通过有限元软件ANSYS,建立CPR100......
严重事故下当发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)时，从混凝土分解产生的气体对其换热起着重要作用。化学反应热交换剧烈时，堆芯熔......
结合国内外核电子发展讨论了核电的安全问题.根据严重事故的可能性危害度谈改进核电安全的必要性.根据国内外对严重事故设防的要求......
通过用MELCOR程序对岭澳二期工程百万千瓦级核电站3&4号机组的小、中和大破口失水事故叠加全厂断电和汽动给水泵不能启动以及全厂......
为了更有效地进行严重事故管理,需要详细地制定严重事故管理导则,尤其是验证严重事故预防缓解措施的有效性.基于SCDAP/RELAP5/M0D3......
严重事故下氢气在安全壳内的传输与混合过程非常复杂,包含了众多热工水力学现象.本文利用计算流体力学程序FLUENT和GASFLOW研究了......
随着严重事故工况纳入核电厂全范围模拟机平台中,有必要对严重事故的演变、发展以及后果进行分析、评价。虚拟现实技术在计算机上......
福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注.严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提.根据严重事故后安全壳废液......
基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气......
熔融物堆内滞留(IVR)是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危......
近年来客车在运行中由于乘客抢夺方向盘、驾驶员突发疾病或恶意操作而导致严重事故的现象偶尔发生。为此,本文设计一种电动客车车......
由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用.本文在可能导致高压......
严重事故时,安全壳内的多组分吸湿性气溶胶将在高湿度的条件下吸水增大,从而影响其重力沉降行为。通过理论分析,本文推导了多组分......
Application research of multivariate linkage fluctuation analysis on condition evaluation in process
...
国内某发动机厂新型B4012C柴油发动机三台机组在工作现场运行过程中,发生多道主轴瓦和连杆瓦出现化瓦的严重事故,而且出现多种形式......
当大型客船突然发生严重事故,如碰撞、大量进水、货物移位、倾覆沉没、火灾爆炸等,往往造成旅客大量落水,并且相当多的旅客可能会......
国内核电厂吸取福岛事故的经验教训,增加了严重事故后应急补水设施,完善了应急补水的相关功能,进一步提高了核电厂的安全水平。对M......
安全壳过滤排放系统(FCVS)是一种用于防止安全壳超压失效的严重事故缓解措施,已在全球多个国家的核电厂中得到应用。大部分研究集......
我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/P......
本文以中核核电运行管理有限公司所运营的两台CANDU6机组为参考研究对象,利用一体化分析程序对CANDU6机组的反应堆堆芯、主要工艺......
