全厂断电相关论文
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......
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......
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......
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......
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......
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......
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......
日本福岛核事故是迄今为止世界第三起严重核事故,后果非常严重,教训也相当深刻。究其原因,既有极端自然灾害因素,也有早期沸水堆的......
随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概......
应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复......
严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常......
先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广......
采用RELAP5/MOD 3.3软件针对某堆型的一、二回路系统建立数值模型进行计算分析,给出了该堆型在全厂断电工况下的系统瞬态响应特性......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
本文对CPR1000核电厂全厂断电事故下可能出现的事故序列的进程建立数学模型,使用蒙特卡罗方法,编写程序计算了每种事故进程中交流......
采用MELCOR程序比较了大亚湾核电站在全厂断电事故下,恢复供电后不同喷淋模式对事故进程的影响.结果显示,采用较短的喷淋持续时间......
使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-......
选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。......
堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)-回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却.本文利用国际通用......
随着核电技术的发展和对核安全问题研究的不断深入,人们逐步认识到,在核电厂设计阶段就应考虑采取措施应付全厂断电这一超设计基准......
为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试......
针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制......
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下......
全厂断电事故是导致反应堆堆芯熔化的主要初因事件,本文主要应用分析软件进行计算,针对秦山二期全厂断电事故可能导致的堆芯熔化演......
以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统（PRHRS）,该系统采用在蒸汽发生器二......
本文从审评遇到的实际问题出发，给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定，介绍了各种不同应急给水系统的设计，以及不同配置在多......
以美国Surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全......
提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接......
非能动余热排出系统不依靠任何外部动力，通过系统自身冷热位差或者介质密度差形成的驱动压头带动冷却剂导出堆芯衰变热，实现对堆芯的......
在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序 MAAP4 对百万千瓦级核电站全厂断电......
