搜索结果: 46-60 共查到“知识库 核电站”相关记录208条 . 查询时间(1.968 秒)
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...
中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价
堆芯损伤评价 重事故 MELCOR程序 冷却剂丧失事故
2011/8/23
应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析，研究了由西屋公司制定、经美国NRC（Nuclear Regulatory Commission）认证的“堆芯损伤评价导则（CDAG）”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明，CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故（LOCA）堆芯损伤状况和损伤程度，对进一步研究和验...
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；...
核电站温排水的热污染控制对策
核电站 余热利用 对策 生态工程
2010/1/11
核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响（即热污染）已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状，提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定（即温排水混合区若干关键控制参数的确定）和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手，同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分...
大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价
大亚湾核电站 换料水箱
2009/12/3
分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响，并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较，确定出对电厂安全较有利的方案（方案1）。
严重事故下氢气控制系统的优化设计
优化设计 氢气控制系统 严重事故
2009/11/3
采用一体化严重事故仿真程序，对600MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计，并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明：该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%，满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则;改变非能动氢气复合器的布置方案，在有效缓解氢气风险的前提下，尽量降低复合器数量，优化结果为优化方案2优于优...
压水堆核电站锆水反应微观机理
压水堆 严重事故 锆水反应 反应机理
2010/3/29
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型，氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论，应用量子化学软件包Gaussian03，在HF/321G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理，并计算了反应速率常数。计算结果表明，锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小，是锆水反应的速控步。在微观上研...
秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析
废液排放系统 排放浓度 指标
2010/5/4
分析了核岛废液排放系统（TER）和常规岛废液排放系统（SEL）的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度，论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求，最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标。
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。
Natural Circulation in the ATUCHA-I PHWR Nuclear Power Plant
Natural Circulation the ATUCHA-I PHWR Nuclear Power Plant
2009/9/3
A systematic study of natural circulation (NC) in a postulated, varying primary mass inventory scenario at residual power fractions has been performed for a nuclear power plant operating in Argentina....
关于我国发展核电建设的几点建议
核电建设 瓶颈 国产化 建议
2010/8/10
根据目前我国核电建设发展的形式，结合核电工程建设中遇到的一些相关事例，简要分析了我国核电发展急需解决的问题，即设计标准不统一和国产化较低。在了解我国核电远景目标和国内相关制造业的水平等基础上，提出了我国核电国产化工作的努力方向和建议，必须要制定符合我国国情的核电建设标准建立建全核电材料、设备国产化生产基地、加大人才培育等一些有力措施，坚持自主发展、自主创新，促进中国核电事业又好又快发展。
