【摘 要】
：
核电厂严重事故进程及安全壳响应分析以一级概率安全评价(PSA)的结果为基础,本文利用事故频率分析及电厂损伤状态(PDS)分析的结果,结合电厂的与严重事故响应有关的设计特征,
【出 处】
：
中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议
论文部分内容阅读
核电厂严重事故进程及安全壳响应分析以一级概率安全评价(PSA)的结果为基础,本文利用事故频率分析及电厂损伤状态(PDS)分析的结果,结合电厂的与严重事故响应有关的设计特征,研究分析在压力壳内发生的堆芯损伤过程、压力壳的破损模式、熔融堆芯及不凝气体在安全壳内的行为及对安全壳的影响.分析模型为事故进程事件树(APET),分析工具为EVNTRE程序.分析结果给出了恰希玛核电厂在不同的PDS下可能发生的各种事故进程集、这些事故进程集的特征属性及其发生概率、压力壳破损的模式及概率、安全壳失效的时间、模式及概率等.从而可较全面的了解和认识恰希玛核电厂对严重事故的承受能力及在严重事故下的行为.另外,还对若干个严重事故管理(SAM)策略作了敏感性分析,为验证对付严重事故的措施和管理导则的正、负面作用提供依据.
其他文献
为深入分析控制棒水力驱动系统步进缸槽孔部位的阻力系数,本文采用计算流体力学程序CFX5.5对不同结构参数的槽孔阻力进行了数值模拟,获得了各结构参数各位置槽孔阻力,分析了
实验研究了矩形窄缝水平通道内水的单相和饱和沸腾热工水力特性.矩形窄缝通道的间隙分别为0.6mm,1.09mm,1.56mm and 2.03mm.采用电阻法测量加热壁面的局部当地温度.获得了计
本文介绍了岭澳核电站反应堆功率运行时,为了保证RPN反应堆堆芯功率测量的正确,利用国产KME试验仪表系统进行热平衡试验测量核反应堆堆芯功率的方法与计算原理,及其与大亚湾
岭澳核电厂从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料U的富集度.本文采用FRAMOTOME的分析工具对岭澳核电厂混合堆芯提高燃料富集度论证项目(以下简称
脉冲热管是一种完全新式的非能动传热装置,也是一种具有挑战性的、目前没有很好解决的技术.本文报道脉冲热管实验方面的初步成果,希望能够应用于电子冷却技术上,但对于反应堆
1.我国CPI编制中存在的问题目前,我国编制居民消费价格指数所采用的是国际上通用的抽样调查方法,但指数编制还不够科学、严密,突出表现在以下四方面:1.1样本的选择市场上有成
本文以水为工质,在常压下对光管、低肋管和机械加工多孔管的流动沸腾传热特性进行了可视化实验研究.对这几种管流动沸腾流型特征的观察分析表明,聚合汽泡和块状液体的搅混流
本文以芬兰LOVIISA核电厂为对象,并以国际上主要采用的L>7 准则作为氢气燃爆分析的判据,对其安全壳内氢气燃爆问题作探讨,说明氢气燃爆与温度、压力、氢气浓度、空气浓度与水
田湾核电站采用了俄罗斯设计的VVER-1000型压水堆,为了提高核电站在超设计基准事故下的安全性,设计并建造了世界上第一个压水堆的堆芯捕集器.其作用是在发生超设计基准事故后