搜索结果: 1-15 共查到“裂变堆工程技术 核电厂”相关记录16条 . 查询时间(0.079 秒)
埃及埃尔达巴核电厂3号机组启动建设（图）
埃及 埃尔达巴核电厂 3号机组 启动建设
2023/5/25
2023年5月3日，埃及埃尔达巴核电厂举行了3号机组第一罐混凝土浇筑仪式，标志着该机组正式启动建设。2023年3月29日，埃及核和放射性监管机构(ENRRA)为埃尔达巴核电厂3号机组颁发了建设许可证。此外，4号机组的建设也计划在年内启动。
压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨
压水堆 14C 流出物 排放限值
2022/3/31
研究分析了压水堆核电厂中14C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放14C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的14C排放限值管理带来的挑战,提出了14C的减排和资源化利用建议。
情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识（SSA）水平及行为形成因子（PSF）对班组SSA的影响，基于情景意识全面评估技术（SAGAT）建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明，个体SA（ISA）水平与SSA水平有关，ISA级别越高，SSA级别越高；ISA和班组SSA都受到PSF的影响，PSF的状态水平越高，ISA和SSA的水平越高；对于不同的实验场景...
核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征
认知行为模型 核电厂 调峰 人因可靠性分析方法
2020/1/17
为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征，通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性，结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程，建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型，识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。
核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
2009/5/19
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发，论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度，全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例，给出老化管理大纲的工程应用实例。
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
压力容器 有限元分析 应力分析
2009/5/19
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障，因此，要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型，计算压力容器在设计工况以及试验工况下，在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度，并严格参照规范标准RCC-MB篇规定的各种工况下的应力准则，对压力容器进行强度评定。评定的结果表明，压力容器在计算的几类工况下，均符合...
核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究
PSA 事件树 后果分析 FAUNET
2009/2/23
在核电站PSA事故序列后果求解过程中，为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先，引入“三步法”，即在事件树转换成后果故障树前，先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树；然后，利用FAUNET规则对该故障树进行化简；最后，用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上，增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队...
核电厂智能诊断方法研究的进展
核电厂 专家系统 故障诊断
2009/2/23
文章评述神经网络、模糊逻辑和专家系统3种典型的智能方法在核电厂(NPP)运行状态监测和故障诊断中的应用研究进展。分析了基于神经网络(ANN)、模糊逻辑和专家系统的核电厂运行状态监测和故障诊断方法的研究状况及其特点。探索了核电厂智能诊断方法应用研究的发展趋势。分析表明：基于模糊逻辑和专家系统的核电厂智能诊断方法的研究成果相对较少;核电厂智能诊断方法研究主要集中在基于神经网络的状态监测与故障诊断方面...
虚拟现实技术在核电厂仿真中的应用
虚拟现实 安全壳 主控室 仿真
2009/2/13
通过对虚拟现实系统构成和关键技术的分析，对虚拟现实技术在核电厂仿真中的应用进行研究。针对核电厂仿真需求，结合核电厂运行和事故分析器，对核电厂棒控系统运动过程、安全壳内部漫游及虚拟主控室进行了实例仿真。仿真结果表明，虚拟现实技术可很好地应用在放射性较强的安全壳内仿真及与人因工程联系密切的主控室仿真上，也可应用在核电厂虚拟教学与培训系统中。
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
主给水丧失 压力容器完整性 严重事故
2009/2/13
针对900MW级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对主给水丧失（LOFW）始发事件叠加辅助给水失效严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明：在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施...
核电厂管线中的热分层现象
热分层 湍流模型 数值模拟 核电厂
2009/1/16
由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中，而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX，采用k－ε湍流模型，以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象，数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上，通过改变阀门渗漏冷水的流量、支...
用ICARE2程序模拟秦山核电厂熔渣床的形成
核电厂 严重事故 熔渣床
2009/1/9
以小破口失水加全厂断电事故为例,用ICARE2V3mod1.3程序分析严重事故早期压力壳内堆芯的破坏以及熔渣床的形成过程。分析结果表明:堆芯部件从4832s开始损坏后逐渐形成熔渣,并可清晰显示熔渣床的形成过程;在事故发生10000s后,总共形成约30000kg固态熔渣和10000kg液态熔渣。由于堆芯的冷却条件差,使得整个堆芯的损坏进程很快。
核电厂管线中的温度振荡现象研究
安注系统支管 数值模拟 湍流模型 温度振荡
2010/2/26
在核电厂中，如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳，对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象，运用计算流体力学软件，结合二次开发，采用修正的k-ε模型，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象，并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合，并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象，为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。