搜索结果: 106-120 共查到“核科学技术 核电厂”相关记录197条 . 查询时间(0.208 秒)
基于邻域粗糙集和决策树算法的核电厂故障诊断方法
核动力装置 故障诊断 邻域粗糙集 决策树
2011/8/22
核动力装置系统复杂，需要采集和监测的变量较多，这给装置故障诊断增加了困难。针对该问题提出基于邻域粗糙集的参数约简算法，该算法实现了实数空间的粒度计算，可直接处理数值型参数，无需离散化参数。在此基础上，采用决策树算法对核电厂的失水事故、给水管道破裂、蒸汽发生器U形管破裂和主蒸汽管道破裂等4种典型故障进行训练学习，并将诊断决策结果与支持向量机算法进行对比。仿真结果表明，该算法可快速、准确地诊断出核电厂...
核电厂一回路系统模拟实验设计与分析
模化方法 实验回路 传热流动
2011/8/17
研究核电站特定运行工况下，一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统，设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时，应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明，基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行；模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下，一回路各系统间传热流动相互影响规律。
核电厂内部水淹一级概率安全评价
内部水淹 概率安全评价 核电厂
2011/8/18
核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析，能够找出电厂薄弱环节，并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法，并以某300 MWe核电厂为对象，利用RiskSpectrum程序，计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明，内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%，是很小的比例。
压水堆核电厂负荷跟踪模式能够有效协调机组产能与电网需求，延长燃料的循环寿期，提高机组运行的经济性能。反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点。通过合理简化，建立了反应堆系统集总参数模型，设计了负荷跟踪控制策略。引入负荷阶跃变化扰动和线性变化扰动，对反应堆负荷跟踪控制系统特性进行仿真。结果表明，控制特性与实际基本一致，控制系统能够满足负荷跟踪性能要求。
在核电厂设计早期，安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比，在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长，现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策，需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下，在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进，可推...
核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析
压水堆核电厂 全厂断电事故 卸压 氢气产生率
2011/8/22
研究了1 000 MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明，开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1） 堆芯温度1 500～2 100 K；2） 堆芯温度2 500～2 800 K；3） 从形成由硬壳包容的熔融池（2 800 K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多，氢气产生率的增大越明显...
CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究
CANDU堆 严重事故 全厂断电 事故进程
2011/8/22
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、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析，得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时，对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对，两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。
核电厂应急行动水平制定技术发展及应用
应急行动水平 应急计划 核电厂
2010/7/6
对核电厂应急行动水平(EAL)制定方法学和技术体系进行调研，并对国内核电厂制定的EAL进行分析。概要阐述了美国和国际原子能机构发展形成的EAL方法学和技术体系，对目前我国核电厂制定的EAL进行综述和评价，对核电厂EAL技术在我国的发展提出初步建议。
核电厂中流固耦合现象数值模拟研究综述
流固耦合 涡脱落 液面晃动 移动粒子法
2010/1/11
流固耦合现象在核电厂中广泛存在，该现象引起的结构动力学问题对核电厂结构完整性和安全性有重要影响。目前，国内外对核电厂中流固耦合现象的研究给予越来越多的关注。本文介绍华北电力大学在该方面的一些研究进展，例如，快堆燃料组件抗震分析新的流体附加质量计算方法研究；蒸汽发生器换热管双管漩涡脱落的数值模拟；一个先进堆燃料组件平行板上流动引起的漩涡脱落数值模拟；由地震引起的自由表面对快堆主容器冲击现象的研究；...
分析了核电厂的电磁环境，比较了主要核电国家有关核电厂安全重要仪表和控制（I&C）系统的电磁兼容（EMC）要求及评价方法，指出了中国现行电磁兼容技术标准的不足，介绍了针对大亚湾核电厂现有反应堆安全保护系统的电磁兼容性试验，针对核电厂安全重要电气设备电磁兼容技术标准的建立与实施提出了建议。
核电厂“半环”运行工况一回路事故进程研究
“半环”运行 丧失余热排出系统 轴封开口
2009/7/24
压水堆核电厂“半环”运行时丧失余热排出系统的事故后果非常严重。为研究该事故进程，本工作以300MW级压水堆核电厂为研究对象，对“半环”运行工况下丧失余热排出系统的事故进程进行研究。分析发现，主泵检修和蒸汽发生器人孔打开工况易因丧失冷却剂而使堆芯裸露，堆芯温度迅速升高，并引发熔堆的事故风险。而当一回路系统闭口时，系统压力将升高很快，存在系统超压风险。
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价
严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
2010/9/17
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量，以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额，能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量，它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
采用核电厂模拟器作为研究平台，利用国际上流行的多种可靠性研究方法，对过去十几年中国核电厂操纵员的可靠性研究进行回顾总结，阐明了从人的认知可靠性模型、模糊综合评价数学模型、心理素质研究模型等多种角度对中国核电厂操纵员研究的必要性和可行性。利用多种研究方法对核电厂操纵员进行可靠性研究可对核电厂的安全运行起到有益作用。