氢气风险相关论文
应用一体化严重事故分析MAAP5程序，建立三代非能动核电厂的安全壳模型，选取核电厂一回路主管道发生双端断裂叠加PRHR失效、IRWST重力......
安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效.其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容......
为了进一步认识核电站严重事故下安全壳内氢气-空气-蒸汽混合气体输运与冷凝的复杂耦合现象,本文研究了针对冷凝及组分输运的实验......
核电厂严重事故条件下,外部冷却对安全壳内混合气体行为的影响可能带来额外的氢气风险。本文对大空间内混合气体迁移行为及外部冷......
安全壳内氢气积聚和不凝性气体存在时的蒸汽冷凝是核电厂严重事故时所重点关注的现象,通常采用氦气替代氢气开展相关实验研究。针......
由于大型压水堆安全壳的自由体积比较大,具有较强的压力承载能力,一般被认为不存在整体氢气风险,但是安全壳内部构造复杂,氢气容易......
国际热核聚变实验堆(ITER)是一个托卡马克装置。在长期运行条件下,在快速原子、离子的轰击等作用下,ITER真空腔内会积累大量灰尘。......
针对非能动氢复合器催化板开展了表面催化反应与流动传热耦合特性机理实验研究,分析了不同入口流速和入口氢浓度对化学反应与流动......
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-......
日本福岛核事故后,氢气风险对于安全壳完整性的挑战成为反应堆安全设计的热点问题。当前的氢气风险分析普遍采用一体化分析程序,对......
核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气风险。在福清核电5、6号机组的设计中,针对严重事故后氢气风险的预防和缓解采......
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象，结合电厂现行严重事故管理导则（SAMG），研究安全壳严重威胁状态下的氢......
核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气浓度。除安全壳整体外,局部隔间的氢气浓度同样是关注的重点。本文采用一体化......
严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选......
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......
采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故（LB-LOCA）、小破口失水事故（LB-LOCA）和全厂断电（SB0）诱发的严重事故序列以......
核电厂在严重事故时会有大量氢气释放到安全壳中,为研究氢气在安全壳内的分层、混合、复合等复杂现象,OECD发起了SETH-2项目。在SE......
本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模，计算严重事故下的氢气浓度，以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明：AP1000核......
先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特......
针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故（LOCA）引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了......
梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开......
本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)叠加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进......
安全壳冷却失效导致严重事故后安全壳处于严重威胁状态,超压风险和氢气风险并存。结合电厂严重事故管理导则,研究安全壳严重威胁状......
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-......
本文在直径为2m,高度为4m的圆柱型罐体上,进行点火器位于罐内下部位置,混合气体中氢气体积分数依次为4.33%、5.17%、7.38%和9.38%......
福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足，尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IA EA及我国相关法规要求，应对核电厂乏燃料水池发......
基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显......
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采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计......
严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳......
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-......
文章首先阐述了核电厂严重事故情况下安全壳内的氢气风险,研究现状,以及缓解、控制氢气风险的具体措施.在此基础上,介绍了田湾核电......
福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求......
采用一体化严重事故分析工具，对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明：相对于小破口失水始......
核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大......
应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气......
第三代AP1000核电厂在严重事故下,堆芯锆合金与高温水蒸气发生反应生成氢气。氢气通过一回路压力边界破口进入安全壳空间,氢气燃烧......
21世纪初,国家原子能机构将功率为300MWe以下的反应堆定义为小型堆,与大型堆相比小型反应堆建造周期短,初始投资也比较小,能够进行......
随着核动力装置在舰船上的广泛应用,船用核反应堆的安全分析己成为必然,并且得到越来越高的关注。舰船的航行环境变化多端,有时需......
