超设计基准事故相关论文
核安全一直是核电厂考虑的首要问题.2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆......
核电厂中,需要考虑正常运行工况、预计运行工况、设计基准事故以及超设计基准事故等.对于正常运行工况、预计运行工况以及设计基准......
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......
在全场断电事故下，采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析，验证反应堆利用自然循环......
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用......
严重事故管理导则(SAMG)用于在发生堆芯损伤的超设计基准事故时指导电厂缓解事故后果，限制放射性释放。本文以三门核电严重事故......
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......
福岛事故后，同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故（包括严重事故）的后果开始受到关注，为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独......
简要介绍秦山核电二期工程最终安全分析报告第15章第9节关于超设计基准事故研究的内容,包括典型的几类超设计基准事故的定义、起因......
[奥地利《信使报》1996年9月19日报道] 切尔诺贝利核电厂在发生超设计基准事故10年后,今天仍然是一个危险源:9月17日晚,一位主任工......
用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何......
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价（PSA）方法进行分析,所以本文......
在设计基准事故下,乏池冷却系统未完全丧失,相应的基准事故下乏池不会出现沸腾。根据福岛事故经验反馈,新增的乏池应急补水管线和......
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的......
福岛事故后,乏燃料水池（SFP）在事故后的安全性得到广泛的关注。乏燃料水池冷却系统是非安全相关系统,不需要在事故后运行。但必须保......
针对安全壳热量导出泵介质工况特点,结合PLAN53A密封冲洗方案,设计了一套机械密封隔离液补给装置,通过对隔离液补给装置的定容设计......
本文就运行核电厂事故管理的必要性、实施原则及事故管理大纲等问题进行了探讨。本文认为，为了在超设计基准事故发展过程中进行事故......
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用......
福岛核电事故后,超设计基准事故已成为核能领域重要的研究课题。超设计基准事故工况下,堆芯行为复杂且具有诸多不确定性。为分析超......
在田湾核电站堆芯捕集器的设计中，综合采用了压力容器外包容装置、非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面以及用“牺牲性”材料改......
本文介绍了核监测领域内一个重要分支专业技术场外应急辐射监测系统与技术的研究与进展。本研究提出了场外应急辐射监测系统应包括......
福岛事故后,核电厂暴露出乏燃料水池在严重事故情况下的薄弱,根据福岛事故经验反馈,秦山核电二厂新增了乏池应急补水管线和严重事......
以船用核动力装置(MNPP)为对象,定义了超设计基准事故(BDBA)的概念,介绍了BDBA的物理过程,提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方......
为填补以往西安脉冲反应堆（脉冲堆）超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲......
