全厂断电相关论文
福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点.为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动......
压力管式重水堆（PHWR）作为全球核电厂反应堆的重要堆型之一,相比普通压水堆,具有一定的固有设计安全特性,大大降低了发生堆芯损伤事......
本文介绍了低参数核电站乏燃料池式堆(SpentFuelPoolReactor,以下简称SFPR)及其安全性设计特点;采用RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2程序分......
小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆......
文章分析了金山核热电站因全厂断电、主泵失去电源和一台主泵卡死等事故所引起的流量丧失瞬态过程。为主泵转动惯量的选择、停堆保......
福岛核事故的经验反馈表明,超设计基准的长时间全厂断电可能发生,核电厂有必要增设移动电源。本文从CPR1000核电厂的电源配置出发,......
参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析(PSA)方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求(试行)》中......
期刊
提出一种Markov方法与积分法相结合的方法,通过全厂断电后电源恢复的概率安全评价(PSA)详细阐述了该方法。分析表明该方法可以有效......
本文简单介绍了严重事故的研究现状,利用MELCOR程序模拟大亚湾核电站全厂断电事故进程,计算裂变产物的释放与迁移,同KORIGEN结合推......
钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块......
氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor,FHR)是一种采用包覆颗粒燃料、高温熔融氟盐冷却剂的先进反应堆......
安全壳直接加热(DCH)是安全壳早期失效的主要贡献者。应用MELCOR程序，模拟和计 算分析全厂断电(SBO)条件下引发的安全壳直接加热的......
该文从挂篮荷载计算、施工流程、支座及临时固结施工、挂篮安装及试验、合拢段施工、模板制作安装、钢筋安装、混凝土的浇筑及养生......
应用H2TS方法对非能动核电站的全厂断电(SBO)事故进行了比例分析研究.识别并选择了重要热工水力学现象建立相似准则.基于相似准则......
针对非能动核电站的全厂断电(SBO Station Blackout)事故开展了比例分析研究,建立了重要热工水力现象的数学模型和相似准则.结合SB......
日前，位于俄亥俄州皮克顿的“美国离心机项目”成功地通过了一次未事先通知的“全厂断电”检测，这是验证铀浓缩技术的技术准备就绪计......
今年3月11日，日本近海发生里氏九级地震，引发强烈海啸，福岛核电站接连发生堆芯熔化和放射性物质泄漏的严重事故。从事故性质看，这是一......
建立严重事故管理导则中用于判断氢气燃烧、超压风险以及安全壳降压时氢气风险的判断工具.用一体化事故分析程序对全厂断电事故进......
2011年3月11日，日本宫城县东面外海发生9级大地震，并引发了强烈的海啸。受地震与海啸的袭击，位于日本东北部福岛县的福岛第一核电站发......
与法国CPY机组相比,CPR1000机组辅助给水系统(ASG)和水压试验泵汽轮发电机组(LLS)进行了设备换型,其运行参数和驱动方式相应改变,......
为了准确计算"华龙一号"堆型核电厂可接受的最小全厂断电时间能力,在研究NB/T 20066—2012的基础上,提出一种适合于计算该时间能力......
池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,有利于采用非能动方式导出堆芯余热,在......
摘 要：日本福岛核事故是迄今为止世界第三起严重核事故，深刻影响了世界核电发展进程以及公众对核电的信心和信任，后果非常严重，教训也......
运用故障树分析方法，对核电站安全厂断电事故进行分析，建造厂全厂断电事故即厂用电力系统Ａ，Ｂ两列６．６ｋＶ交流应急母线ＬＨＡ和ＬＨＢ同时失电故障时，利用ＳＥＴＳ程序......
采LOFTRAN程序的修改版本模拟AP1000电厂全厂断电后的系统瞬态，结果表明：在长时间全厂断电事故情况下，通过非能动余热排出系统（PRHR）和......
以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压......
为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5......
当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时，堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）可能引起安全壳晚期失效，包括地基熔穿及不可凝气体......
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发......
根据MELCOR程序对全厂断电诱发的严重事故下安全壳内各隔间的氢气浓度分布的计算结果,参考美国联邦法规关于氢气控制和风险分析的......
全厂断电（SBO ）是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内 M 310系列核电厂应对全厂断电事故的能力，并综合考虑福岛改进行......
针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现......
以瑞典Ringhals压水堆核电站为参考对象，采用最佳估算程序SCDAP／RELAP5／MOD3．2，建立典型的3环路压水堆严重事故计算模型，分析全厂断电（SBO......
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......
全厂断电（SBO）是指核电厂完全丧失应急以及非应急母线上的交流电源。全厂断电后,核电厂蓄电池组的可用性成为整个核电厂应对该事故的......
针对非能动核电站的全厂断电（SBOStationBlackout）事故开展了比例分析研究，建立了重要热工水力现象的数学模型和相似准则。结合SBO事......
本文通过在CPRl000核电站原理模拟机上进行类似福岛全厂断电事故的模拟，分析了CPRl000核电站在受到类似福岛核事故的极端自然灾害袭......
核电厂中的数字化仪控系统（DCS）特别强调其可靠性，因此对供电电源系统有特殊的要求。本文分析了核电厂引入数字化仪控系统后，为保证供......
本文介绍了一种适用于核主泵油润滑推力轴承的自润滑摩擦副,由碳纤维增强复合材料和硬质合金构成。对摩擦副材料进行了摩擦磨损和......
以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算......
采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事......
本文利用MELCOR1.8.5程序建立了典型的M310核电站的严重事故模型,基于该模型设计了多种非能动的缓解措施,针对由全厂断电诱发的严......
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过......
中国实验快堆(CEFR)的自然循环工况主要发生在全厂断电事故中，这时反应堆容器的流场将会因失流发生较大变化。本文利用热工流体力学......
本文利用MELCOR程序分析秦山一期全厂断电事故的有关序列，并考虑了主泵轴封泄漏、一回路系统实施减压干预等方案。分析结果表明，不考......
非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆......
