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全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析 被引量:2
1
作者 向清安 邓纯锐 +1 位作者 陈宝文 冯进军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期17-21,共5页
使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器... 使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。 展开更多
关键词 自然循环 蠕变失效 TMLB' MELCOR 2.1程序
大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析 预览 被引量:2
2
作者 戚展飞 樊普 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1088-1094,共7页
大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA )后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳... 大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA )后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。 展开更多
关键词 长期堆芯冷却 旋启式止回阀 非能动安全注射
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多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究 预览 被引量:1
3
作者 张顺香 梁国兴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期330-334,共5页
参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方... 参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度(PCT)安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50~60K。 展开更多
关键词 AP1000 LBLOCA 重要电厂参数 不确定性分析 包壳峰值温度 安全裕度
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超功率事故下氧化物燃料快堆的动态仿真 预览
4
作者 王平 陈学俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1995年第2期 129-135,共7页
编制了计算氧化物燃料快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序OXTOP,用它对美国氧化物燃料快堆CRBRP在满功率运行工况下的3个超功率过程进行了分析计算,结果与国外程序FORE-Ⅱ的相应计算值基本符合。以此为基础,对... 编制了计算氧化物燃料快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序OXTOP,用它对美国氧化物燃料快堆CRBRP在满功率运行工况下的3个超功率过程进行了分析计算,结果与国外程序FORE-Ⅱ的相应计算值基本符合。以此为基础,对我国首座试验快堆FFR在满功率运行工况下的4个假想超功率过程,也作了初步的分析计算,探讨了FFR在给定反应性引入速率下的瞬态安全性。 展开更多
关键词 氧化物燃料 快堆 超功率 动态仿真
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基于边界层剥离机理的水力学细粒化模型研究
5
作者 彭程 佟立丽 +1 位作者 曹学武 闫晓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期41-44,共4页
基于边界层剥离机理对燃料与冷却剂相互作用(FCI)中的水力学细粒化过程进行研究,通过理论建模与实验拟合的方法,得到预测水力学细粒化质量率与细粒化碎片平均直径的半经验关系式,关系式直观地反映出水动力学主导下的细粒化过程与相对... 基于边界层剥离机理对燃料与冷却剂相互作用(FCI)中的水力学细粒化过程进行研究,通过理论建模与实验拟合的方法,得到预测水力学细粒化质量率与细粒化碎片平均直径的半经验关系式,关系式直观地反映出水动力学主导下的细粒化过程与相对韦伯数(We)的关系。通过与典型实验结果的比较,验证了关系式的合理性,为后期应用于实际程序进行了理论铺垫。 展开更多
关键词 边界层剥离 水力学细粒化 韦伯数(We) 模型
SOP规程在FWLB事故应对中的应用研究 预览
6
作者 申亚欧 付冉 蒋孝蔚 《科技视界》 2015年第24期14-16,共3页
SOP是一种新兴的规程体系,其基于有限的NSSS状态进行导向,不需对初因事件进行鉴别,理论上可应对所有初因事件导致的事故工况,减少人因误差,电厂采用SOP规程是未来的发展趋势。鉴于目前鲜有针对SOP规程的应用研究,本文对SOP在FWLB事故中... SOP是一种新兴的规程体系,其基于有限的NSSS状态进行导向,不需对初因事件进行鉴别,理论上可应对所有初因事件导致的事故工况,减少人因误差,电厂采用SOP规程是未来的发展趋势。鉴于目前鲜有针对SOP规程的应用研究,本文对SOP在FWLB事故中的应对进行了研究,建立了SOP应用于FWLB事故的方法,同时基于目前广泛使用的EOP规程进行了分析,以验证SOP方法的合理性。分析结果表明:基于SOP的结果与EOP结果相似,SOP在FWLB事故的应用方法是合理的。本文对于SOP规程在其他事故应对的应用研究有一定的借鉴。 展开更多
关键词 应急处理规程 SOP EOP FWLB
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核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析 预览 被引量:2
7
作者 吴楠 黄树明 刘新建 《核安全》 2016年第3期64-71,共8页
核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层... 核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求(EUR)”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考. 展开更多
关键词 双层安全壳 严重事故 放射性释放 EUR 有限影响准则(CLI)
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决策支持系统的发展与核事故应急决策 预览 被引量:5
8
作者 高卫华 姚仁太 《辐射防护通讯》 2002年第5期 17-23,共7页
决策支持系统是指根据事先建立的判定原则或模拟模型,在各种实际情形下为决策提供支持或最佳答案的计算机实时系统.核事故应急决策支持系统是将决策支持系统引入核事故应急防护措施决策工作中的产物.本文通过介绍决策支持系统的概念及... 决策支持系统是指根据事先建立的判定原则或模拟模型,在各种实际情形下为决策提供支持或最佳答案的计算机实时系统.核事故应急决策支持系统是将决策支持系统引入核事故应急防护措施决策工作中的产物.本文通过介绍决策支持系统的概念及其发展概况,以及国内外核事故应急决策支持系统,特别是RODOS的发展现状,讨论核事故应急决策支持系统今后发展可能存在的问题以及发展方向. 展开更多
关键词 决策支持系统 核事故应急 RODOS 辐射防护 核反应堆 安全
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日本福岛核泄漏的影响和事件前后能源结构的变化 预览 被引量:2
9
作者 盖兆军 《中国人口资源与环境》 CSSCI CSCD 北大核心 2015年第S1期296-299,共4页
2011年的日本福岛核泄漏事件对于日本的社会,生态,经济和能源结构造成了深远影响。本文回顾了福岛核事件前的日本的能源结构和安全监管体制,剖析了引起灾难发生的可能漏洞。阐述了事件发生的过程以及带来的各方面的短期和深远影响。分... 2011年的日本福岛核泄漏事件对于日本的社会,生态,经济和能源结构造成了深远影响。本文回顾了福岛核事件前的日本的能源结构和安全监管体制,剖析了引起灾难发生的可能漏洞。阐述了事件发生的过程以及带来的各方面的短期和深远影响。分析了造成事故发生的主观和客观原因。对于日本在"后福岛"时期采取的处理方式和能源政策进行了论述,分析预测了其能源战略的转变,同时总结了该事件对于我国核安全和核能源开发的启示和影响。 展开更多
关键词 日本能源 福岛核泄漏 能源政策 核安全
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用于压水堆核电站瞬态分析的微机程序—MACONP 预览 被引量:1
10
作者 崔震华 俞尔俊 贾斗南 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1995年第2期 110-114,共5页
提出了一个能在微机上运行的PWR核电站瞬态分析程序MACONP。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便,并给出了几种ATWS瞬态工况的分析结果,与大程序RE... 提出了一个能在微机上运行的PWR核电站瞬态分析程序MACONP。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便,并给出了几种ATWS瞬态工况的分析结果,与大程序RELAP5/MOD2和RETARN02/MOD2计算结果相比较,两者符合良好。 展开更多
关键词 瞬态分析 微机程序 压水堆 核电站
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核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析 预览 被引量:3
11
作者 高泉源 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期 103-106,共4页
概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解... 概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08~13.4d范围内,H2的产生量在12760~13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量。 展开更多
关键词 核电站 严重事故 堆芯熔融物与混凝土相互作用 MEDICS程序 缓解措施
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失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型 预览
12
作者 郭玉君 Mishi.,K 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1999年第1期 14-19,共6页
在分析和比较前人现有工作的基础上,提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附... 在分析和比较前人现有工作的基础上,提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热,从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度,淬火温度和Leidenfrost温度,便于工程应用。 展开更多
关键词 压水堆 失水事故 再淹没 数学模型
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蒸汽爆炸中熔融物液滴直径敏感性分析 被引量:1
13
作者 雷蕾 林萌 +1 位作者 周源 杨燕华 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期69-74,共6页
为了减少熔融物液滴直径对计算蒸汽爆炸的破坏力造成的不确定性,本文基于MC3D软件进行建模,在典型工况下对熔融物液滴直径进行敏感性分析,并计算了熔融物液滴直径变化、液滴总能量、液滴碎化速率、爆炸压力。通过理论分析和计算探求... 为了减少熔融物液滴直径对计算蒸汽爆炸的破坏力造成的不确定性,本文基于MC3D软件进行建模,在典型工况下对熔融物液滴直径进行敏感性分析,并计算了熔融物液滴直径变化、液滴总能量、液滴碎化速率、爆炸压力。通过理论分析和计算探求熔融物液滴直径影响爆炸压力的机理。结果表明:蒸汽爆炸的压力对熔融物液滴直径非常敏感,改变液滴直径会使得爆炸压力成倍变化;这主要与熔融物液滴总能量,熔融物液滴碎化速率相关。 展开更多
关键词 严重事故 蒸汽爆炸 熔融物与水相互作用 熔融物液滴直径
应急运行的小破口失水事故过冷度限值分析 预览
14
作者 秦田夫 项新民 +1 位作者 王少明 张龙飞 《船海工程》 2011年第2期 149-151,155,共4页
利用仿真分析软件对应急工况运行时的船用核反应堆所允许的过冷度限值进行分析,选择不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,认为过冷度限值应该为10℃。
关键词 核动力装置 过冷度 应急运行安全
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AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究 预览 被引量:4
15
作者 黄高峰 李京喜 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期371-374,共4页
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄... 建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。 展开更多
关键词 AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
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气态甲基碘去除特性实验研究 预览
16
作者 周艳民 孙中宁 +1 位作者 谷海峰 王军龙 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2013年第11期2125-2130,共6页
以安全壳过滤排放系统对甲基碘的去除性能为背景,分别以去离子水和碱性硫代硫酸钠溶液为吸收剂,对不同吸收剂温度和浓度条件下的甲基碘去除过程进行实验研究,并在此基础上分析物理传质和化学反应两种机制对甲基碘气体去除过程的影响... 以安全壳过滤排放系统对甲基碘的去除性能为背景,分别以去离子水和碱性硫代硫酸钠溶液为吸收剂,对不同吸收剂温度和浓度条件下的甲基碘去除过程进行实验研究,并在此基础上分析物理传质和化学反应两种机制对甲基碘气体去除过程的影响。结果表明:室温条件下,碱性硫代硫酸钠溶液对甲基碘气体的去除作用主要以物理传质过程为主,化学反应速率较慢是限制甲基碘气体去除效率的主导因素;随着温度的增加,化学反应在甲基碘气体去除过程中的作用不断加强。当化学反应速率增加至某一值附近时,继续强化化学反应过程对甲基碘气体去除效率不再具有明显影响,吸收过程进入化学反应不敏感区域,物理传质速率成为限制甲基碘气体去除过程的主要因素。这时需通过增加气液接触面积等方法强化物理传质过程,方能进一步提升对甲基碘气体的去除效果。 展开更多
关键词 甲基碘 安全壳过滤排放系统 气体吸收 碱性硫代硫酸钠
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水平管顶部破口液体起始夹带 预览 被引量:1
17
作者 徐进良 陈听宽 +1 位作者 杨鲁伟 宋纪元 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第3期 246-252,共7页
本文提出了确定该监界液位的数学模型,临界液位高度与破口直径之比h/d由两个无量纲积分方程所制约。h/d的计算结果与已有实验数据及其它作者经验关系式预测值的比较表明,在相同的氟鲁德数下,顶部破口较侧部破口能夹带更远处的... 本文提出了确定该监界液位的数学模型,临界液位高度与破口直径之比h/d由两个无量纲积分方程所制约。h/d的计算结果与已有实验数据及其它作者经验关系式预测值的比较表明,在相同的氟鲁德数下,顶部破口较侧部破口能夹带更远处的液体。 展开更多
关键词 水平管 液体夹带 数学模型 压水堆
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熔融物热细粒化的实验研究 被引量:1
18
作者 彭程 佟立丽 +1 位作者 曹学武 闫晓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期171-174,共4页
通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热... 通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热细粒化机理,给出了细粒化机理分区图谱。 展开更多
关键词 熔融物 热细粒化 严重事故
超临界水自然循环流量信号降噪分析
19
作者 马栋梁 周涛 +1 位作者 冯祥 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期155-160,共6页
当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时,在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生,在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上,通过选择各种不同的小波基函数,对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析,结... 当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时,在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生,在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上,通过选择各种不同的小波基函数,对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析,结果表明,经Dmey小波基函数变换后的自然循环流量去噪信号值,其标准偏差和均方根误差(RMSE)最小、相关系数最大、信噪比较高。因此,Dmey小波基函数适用于超临界水自然循环流量实验数据的信号降噪分析处理。 展开更多
关键词 小波变换 信号降噪 超临界水 小波基函数
钠冷快增殖堆池式钠火事故分析计算 预览 被引量:2
20
作者 王学容 朱继洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2000年第3期 260-265,281,共7页
针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故,描述了钠火现象,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型,并在该模型基础上,更客观地模拟池式钠火过程,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始... 针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故,描述了钠火现象,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型,并在该模型基础上,更客观地模拟池式钠火过程,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2O和Na2O2的混合物,生成量也不确定。POOLFIRE认为早期生成Na2O,大约30分钟后向Na2O2转变,最后计算得出池式钠火引起的安全壳内温度及压力响应,并与SOFI 展开更多
关键词 钠冷快增殖堆 池式钠火 安全壳 事故分析
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