设计基准事故相关论文
秦山三欺人加拿大引进的CANDU6（以下简称坎杜-6）型重水反应堆是以重水作为慢化剂和冷却剂的加压型压力管式反应堆，该堆以天然轴作燃料......
核反应堆设计中,为了保证结构的安全,把反应堆主回路管道的失水事故作为设计基准事故考虑。然而在核电站的整个寿期内,发生这种事......
在压水堆核电厂设计中,为了保证核电厂的安全性,必须根据假设始发事件清单得出一套设计基准事故,用于设定核电厂需承受的边界条件,......
核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性.针对宁德核电厂3号机组预应力混凝土安......
随着世界工业生产的快速发展,核能以其高效、无污染、经济和安全的特性受到了多国的重视,核能发电又是核能利用中最重要的组成部分......
介绍了国内外一些厂家生产的核电阀门电动装置的材料选择情况。
The material selection of nuclear valve electric devices pro......
本文介绍核设施事故应急响应和评价系统的大气扩散模式以及对相应计算机程序的一些考虑。
This article describes the atmospher......
【英国《国际核工程》2003年3月刊报道】 始于1991年的欧洲压水堆(EPR)项目的大部分开发工作在法马通和西门子的子公司——国际核......
在核电厂的安全审评过程中,执照申请者和审评人员都必须独立地分析计算DBA的放射性后果。为此我们编制了程序包NPPACT,用来计算一......
快堆的安全性是决定商用时间的重要因素。多年来的实践证明小型钠冷快堆是安全的;通过各国的实践经验和研究分析工作,可以预言大......
在1987年内我们主要进行了广东核电站建造许可阶段的事故分析安全审评及秦山核电厂事故分析的审核计算。在对广东核电站审评过程......
钠火事故是快堆的两大设计基准事故之一。钠火安全是指钠漏钠火事故条件下,快堆堆芯和结构的安全,以及对放射性钠气溶胶的扩散的......
核事故应急是核事故和核辐射紧急情况的应急计划与准备的简称。核事故及其他事故,比如装载放射性物质容器的爆炸或破裂引起放射性......
通过调研、分析和比较,首先确立了快堆安全设计研究的基本框架,然后探讨了快堆安全设计的依据和事故谱分析。快堆的安全设计,基于......
蒸汽发生器传热管破裂事故是压水堆核电厂设计基准事故之一。近年来该类事故在世界上发生的几率为6×10~(-3),引起人们很大的重视......
RETRAN-02程序是美国EPRI资助EI公司研制的通用轻水堆系统热工水力最佳估算程序。现应用于秦山核电厂设计基准事故分析审核计算中......
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......
核电站安全壳是阻止放射性向环境泄漏的最后一道安全屏障。在核电站事故工况下,安全壳能否承受峰值压力和温度,要经过计算和分析......
本文总结了目前美国在审批压水堆核电站设计基准事故的后果时所采用的安全标准、主要假定、计算分析方法和计算机程序。在我国核电......
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,......
一、引言在压水型反应堆里,出于控制棒驱动机构密封壳套破裂,在堆芯冷却剂系统高压水的作用下,控制棒会快速从堆芯弹出堆外。它是......
介绍了核电厂安全参数显示系统中所采用的对核电厂安全状态的自动诊断功能。为了保证诊断的多样化,该系统提供了用于核电厂应急运......
概述了将在我国建造的10兆瓦模块式高温气冷实验堆的设计特性、安全概念及安全分析。介绍与讨论了部分设计基准事故的分析结果,包......
介绍了新型控制棒水力步进式驱动系统,分析了各种事故工况下控制棒的可靠、安全性能,并分析了控制棒水力回路发生断管失水事故的安......
本文对模块式高温气冷堆(MHTGR)设计应采用的安全原则和技术要求提出了一些看法,以供探讨,并对设计基准事故的分析、评价和要求作......
在详细介绍了一些国家或地区确定核电厂应急计划区的准则和方法的基础上,将确定应急计划区的方法主要分为确定论和概率论两种,并进......
介绍了与应急计划有关的源项的背景材料,列出了几个国家在制定应急计划政策时所考虑事故源项,扼要地提出了最近严重事故及其源项研......
１．５ＣＡＲＲ初步辐射环境影响评价刘森林，袁履正，姜希文ＣＡＲＲ的初步可行性设计研究，已完成了初步辐射对环境的影响评价。ＣＡＲＲ的设计考虑了如下安全措施：停堆......
本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明，当保护停堆系统正......
为配合秦山核电厂安全分析的评审工作和进一步开发RELAP5程序功能。我们利用程序RELAP5/MOD1对秦山厂承受未能停堆的预期瞬变(ATW......
对从俄罗斯引进的１０个用于中国实验快堆（ＣＥＦＲ）安全分析的程序进行了分析与研究，掌握了这些程序的使用方法，编写了程序说明书及用户手册。用这......
描述了高通量工程试验堆（HFETR）应急文件的编制、应急组织的建立、应急设施置备与厂内应急事故演习的情况,总结了应急准备与演习所得......
【世界核协会网站2009年2月19日报道】核反应堆的设计者必须解决反应堆在受到大型飞行器撞击后的安全问题,但此类撞击事件在现有安......
反应堆发生核事故时,放射性核素传输和扩散是影响事故辐射后果评价的重要因素。该文采用压力衰减法和气体示踪法2种实验手段对压水......
【英国《国际核工程》网站2014年7月28日报道】美国国家科学院于2014年7月24日公布了一份关于东京电力公司福岛第一核电厂事故的报......
记:公众现在对核安全信息公开要求非常迫切,国家核安全局采取哪些措施来提高核安全信息的透明度?王:福岛核故事发生后,公众突然发......
为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断......
针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent......
针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的......
全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄......
