严重事故

作品数：1044被引量：1100H指数：12
导出分析报告
相关领域：核科学技术电气工程更多>>
相关作者：苏光辉曹学武秋穗正田文喜邓坚更多>>
相关机构：中国核动力研究设计院上海交通大学西安交通大学上海核工程研究设计院更多>>
相关期刊：更多>>
相关基金：国家科技重大专项国家自然科学基金国家重点基础研究发展计划国家教育部博士点基金更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

结果分析中...
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
核电厂蒸汽大气排放系统控制方案设计与应用
《工业仪表与自动化装置》2025年第2期32-36,41,共6页陈家峰 白东坡 刘震 
蒸汽大气排放系统(GCT-a)在汽轮发电机突然减负荷或是在汽轮机脱扣情况下,出现反应堆功率和汽轮机负荷不一致时可维护一二回路功率平衡,对核电站安全起着重要作用。为防止或最小化软件共因故障,以及全厂失电和严重事故造成的影响,确保GC...
关键词：控制方案 共因故障 多样性 全厂断电 严重事故 
核电厂严重事故下安全壳内气溶胶再悬浮机制研究
《原子能科学技术》2025年第3期634-643,共10页杨洋 刘卓 张卢腾 唐甲璇 李佳龙 潘良明 高力 元一单 
当核电厂发生严重事故后,安全壳内可能会存在大量的放射性气溶胶,沉积在壁面的气溶胶会因为安全壳内的气体流动发生再悬浮,成为持续的放射性气溶胶源项。气溶胶的再悬浮会增大安全壳放射性气溶胶的浓度,增加过滤排放系统的工作压力,加...
关键词：严重事故 气溶胶 再悬浮 力矩平衡 
熔池分层形态的热力学计算研究
《原子能科学技术》2025年第2期413-421,共9页陈二慧 张丽 李楠 元一单 丁叶晴 鲁晓刚 
国家重点研发计划(2018YFB1900100)。
熔融物堆内滞留(IVR)是利用外部冷却水淹没压力容器下封头,带走熔融物衰变热,从而缓解核电厂严重事故进程的一种技术手段。在此过程中,堆芯熔融物形成的熔池分层决定了压力容器内壁面热流密度,直接影响IVR技术的有效性。分析熔池分层需...
关键词：熔池分层 热力学计算 液相密度 严重事故 
严重事故下钠气溶胶迁移行为研究进展
《核安全》2024年第6期55-62,共8页王冠 王荣东 韩新梅 
钠冷快堆广泛应用背景下,液态钠作为一回路冷却剂和二回路载热剂,由于其性质活泼,严重事故下暴露在空气中会产生大量有毒的钠气溶胶,研究钠气溶胶在严重事故下的迁移行为对于减少事故下钠气溶胶的危害意义重大。本文对不同严重事故下钠...
关键词：事故 钠气溶胶 迁移 泄漏 模型 
大空间内气溶胶自然沉降去除速率及空间分布特性分析
《哈尔滨工程大学学报》2024年第12期2290-2297,共8页李韬 谷海峰 王辉 孙庆洋 周艳民 于建群 汤添皓 黄宁远 
国家自然科学基金项目(U22B20134)。
为研究压水堆严重事故后安全壳内的气溶胶的自然沉降及迁移行为,本文采用大尺度气溶胶综合行为实验台架对大尺度安全壳模拟体(体积127 m3)内气溶胶的沉降及迁移行为进行研究。借助粒径谱变化分析了大尺度空间环境中不同位置的气溶胶沉...
关键词：气溶胶 自然沉降 气溶胶分层 气溶胶空间分布 凝并 衰减指数 大尺度安全壳 严重事故 
核电站事故环境对环氧涂层理化性能的影响
《动力工程学报》2024年第12期1862-1868,共7页袁冬英 陈植强 吴丹蕾 陈功名 
以双酚A型环氧树脂和聚酰胺固化剂为主原料制备了环氧涂层,分别研究了核电站设计基准事故(DBA)和严重事故环境对其理化性能的影响。利用红外光谱(FTIR)对试验后的样品结构进行了对比分析,样品在辐照试验后检测出了苯醌结构的特征吸收峰...
关键词：核电站 设计基准事故 严重事故 环氧涂层 辐照试验 
移动粒子半隐式方法用于熔池内流动与换热行为模拟的适用性研究
《核科学与工程》2024年第6期1226-1238,共13页王子健 隋丹婷 张珺 陆道纲 王莺旭 余金源 
将堆芯熔融物滞留在压力容器内部是严重事故重要的缓解措施之一,但是保证该措施有效的前提是准确计算熔池内含有内热源的熔融物的分布和流动,并基于该结果评价压力容器结构的完整性。本文对传统的MPS方法进行改进,增加了粒子间的传热计...
关键词：移动粒子半隐式方法 严重事故 自然对流 
核电厂严重事故设备可用性鉴定方法和要求研究
《核动力工程》2024年第6期153-158,共6页金鑫 唐辉 韩继伟 徐教珅 朱增培 郑晓威 
核电厂设计和建造过程中通过对设备开展严重事故设备可用性鉴定,以确保严重事故所必需的设备在严重事故条件下能够执行预期的安全功能。本文针对现行标准规范中与严重事故设备可用性鉴定相关的要求进行研究,并结合严重事故现象和过程,...
关键词：核电厂 设备可用性鉴定 严重事故 
严重事故下材料物性变化对安全壳性能影响研究
《核动力工程》2024年第6期206-212,共7页刘静 刘宝君 张春龙 魏玮 刘宇 
中国核电工程有限公司自主研发项目《核电厂概率安全分析平台研究与开发》(课题编号:KY1801-211)资助
安全壳作为压水堆核电厂的最后一道屏障,其在严重事故工况下的完整性既取决于严重事故现象发生情况,也取决于安全壳性能特点。目前在华龙一号安全壳性能分析时仅考虑了材料的常温物性特征,无法反映严重事故下安全壳本身的升温升压影响...
关键词：安全壳性能 严重事故现象风险 安全壳超压失效 
CANDU6机组SB-LOCA始发严重事故下氢气源项分析
《核科学与工程》2024年第6期1356-1364,共9页黄雄 李小龙 魏巍 朱邵波 马国扬 陈雨晴 杨绪杰 谢政权 陈家庆 
本文以秦山三期CANDU6机组为例,应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型,选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件,对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明:在整个事故...
关键词：CANDU6 SB-LOCA 严重事故 氢气源项 MAAP5-CANDU 
全选清除导出
共104页<12345678910>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部