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检索条件"主题词=超设计基准事故"
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49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析
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《原子能科学技术》2015年 第8期49卷 1405-1409页
作者:张亚东 郭玥 吴园园 邹耀中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
为保证49-2游泳池式反应堆在寿期下的安全运行,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,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔...
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西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析
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《原子能科学技术》2012年 第B12期46卷 800-806页
作者:朱磊 陈立新 赵柱民 江新标 屠荆西北核技术研究所陕西西安710024 
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,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为...
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双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进
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《核科学与工程》2017年 第2期37卷 263-270页
作者:吴宇翔 张国强 张雪霜中国核电工程有限公司北京100840 
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立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明,水压试验泵和安全壳...
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核电厂超设计基准事故下热交换器的密封结构设计及分析方法
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《压力容器》2021年 第7期38卷 64-69页
作者:矫明 张菲茜 贺寅彪 张丽艳 李波 黄庆上海核工程研究设计院有限公司上海200233 
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事故,采用保守的方法进行工程设计,但对于超设计基准事故,其发生的概率很低,根据纵深防御原则,需要对相...
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船用核动力装置的超设计基准事故及其对策
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《电站系统工程》2002年 第2期18卷 58-60页
作者:赵新文 蔡琦 蔡章生海军工程大学 
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法。
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秦山核电二期工程超设计基准事故研究
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《核动力工程》2003年 第Z1期24卷 44-45,48页
作者:江光明 李美福中国核动力研究设计院成都610041 
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、分析方法及原则、事故处理规程及其放射性后果。
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核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求
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《核动力工程》2014年 第5期35卷 178-181页
作者:孙造占 沈伟 黄炳臣 邓冬环境保护部核与辐射安全中心北京100082 
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发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计...
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池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用
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《原子能科学技术》2020年 第10期54卷 1849-1857页
作者:王凤龙 杨勇 黄树明 张强 王事喜 吴明宇 徐治龙 邵静 万海霞中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413 中国核电工程有限公司北京100840 
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超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组...
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基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择
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《原子能科学技术》2012年 第B9期46卷 464-468页
作者:李亢 陈志宏中科华核电技术研究院上海分院上海200030 
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,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至...
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安全壳热量导出泵机械密封隔离液补给装置的设计
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《水泵技术》2019年 第6期 5-7,12页
作者:宋礼威 吴小天 张铁坚中广核工程有限公司设计院 
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和工艺设计,确定了补给装置结构配置方案,并随泵一起通过了各项鉴定试验。结果表明,隔离液补给装置在停...
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