放射性后果相关论文
当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号.在瞬态过程中,带放射......
为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对......
核电厂事故发生时大量放射性核素释放到环境中,对环境造成的辐射影响倍受关注.本文以某核电厂LOCA事故源项和RCCA弹棒事故源项为输......
建立了停堆后稳压器高点放气放射性后果计算模型,并将MELCOR程序计算的包壳破损状态下稳压器内源项耦合到该模型中进行堆舱放射性......
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂是核电厂较为严重的事故,该事故发生频率较低,但是由于其放射后果不符合我国对放射性物质的验收......
本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,......
【欧洲核学会《核新闻网》1995年11月14日报道】世界卫生组织(WHO)下周将举行一次关于切尔诺贝利事故健康效应的国际会议。这次会......
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......
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时......
针对船用堆特殊安全性要求，对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设，采用最佳估算模型，得到合理的温度阈值，并......
摘要：建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂（MSLB）事故的保守分析模型。采用RG1．183中定义的替代源项（AST）方法，计算了事故前碘尖峰和事故并......
针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点,计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放......
小型堆发生断电事故会造成严重的放射性后果,本文以MACCS程序为仿真工具,建立了断电事故放射性后果计算模型,评估了事故下全身有效......
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......
【欧洲核学会核新闻网2012年3月16日报道】在日本福岛第一核电站因2011年3月11日的特大地震及其引发的大规模海啸而发生严重核事故......
介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,......
压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面.针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设......
<正> 1 概述核电是一种重要的能源。但是,核电厂运行时存在着安全问题,一旦发生事故,可能会有大量放射性物质释放到环境,对生物特......
本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR......
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故......
