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1.
 针对核电厂改进的辅助给水系统(ASG),研究了基于贝叶斯网络的系统安全评价方法。通过故障模式与影响分析构建ASG系统可靠性框图,根据可靠性框图与贝叶斯网络的映射关系,建立ASG系统贝叶斯网络,利用网络推理计算事件发生概率,对系统进行了可靠性分析。研究结果表明,该方法通过贝叶斯网络的正向推理、反向推理和双向推理,能够计算任意节点事件的发生概率,表征设备多态失效模式和获得更多评估信息,与传统的故障树方法相比,具有更强的分析能力和更接近实际,适用于核电厂安全系统的可靠性评价,且具有一定的优越性。  相似文献   
2.
 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主给水丧失事故(LOFW)始发严重事故序列下非能动安全壳冷却机制对安全壳大气的净化作用,对非能动安全壳空冷和水冷工况下对安全壳内气溶胶的去除行为进行了分析。通过无冷却、空冷有效、空冷和水冷同时有效的三种工况下气溶胶行为的比对分析,研究了冷却机制对扩散电泳和热电泳引起的气溶胶沉积。分析结果表明,非能动安全壳冷却机制可以增强气溶胶扩散电泳和热电泳的去除效应,相关分析可为严重事故管理导则的制定提供技术支持。  相似文献   
3.
 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。  相似文献   
4.
液体泄漏破碎行为研究对核反应堆安全分析具有重要意义,泄漏破碎形成的粒径尺寸分布是影响燃烧速率的重要因素.利用计算流体力学程序FLUENT对液体泄漏破碎进行三维模拟计算,与相关实验结果对比表明:液体流动轨迹、液滴索特尔平均直径(sauter mean diameter,SMD)与实验吻合较好,验证了流体体积法-离散颗粒法(volume of fluid-discrete particle model,VOF-DPM)模型模拟液体泄漏破碎行为的适用性.在此基础上分析了不同工质及不同流速对液体破碎行为的影响.研究表明,在液体喷射速度和管道破口直径相同的情况下,工质表面张力越大,破碎形成液滴尺寸越小;随着液体喷射流速增大,所得粒径平均直径减小;液体破碎粒径沿径向方向分布较为对称,液滴在喷射中心区域粒径较小轴向方向靠近破口处粒径较大.  相似文献   
5.
 辅助给水系统(ASG)作为专设安全设施在主给水或启动给水不可用时向蒸汽发生器供水,以导出堆芯余热.为了提高电厂安全性,增加运行灵活性,福清核电1、2号机组对应急给水箱的有效容积进行了增加.本文采用机理性安全分析程序,建立核电厂分析模型,在计算过程中采用保守假设条件,选取II类工况下正常给水丧失事故,厂外电丧失事故,Ⅳ类工况下主给水管道破裂事故3条典型事故序列,分析改进后的应急给水箱容量是否满足压水堆核电J系统设计和建造规则(RCC-P)中的相关要求.结果表明,正常给水丧失事故所需辅助给水量为713m3,厂外电丧失事故所需辅助给水量为723m3,主给水管道破裂事故所需辅助给水量为799 m3.改进后的应急给水箱容量满足II类,Ⅳ类工况下对辅助给水量的要求,并有一定的冗余,提高了电厂安全性,并为操纵员执行相关事故规程提供了一定的时间窗口.  相似文献   
6.
 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟,结果表明,中破口始发严重事故压力容器内会产生624kg的氢气,安全壳隔间有氢气燃烧的风险。同时,建立氢气控制系统模型,选取热段中破口始发(MB-LOCA)的严重事故序列,分析氢气控制系统的消氢效果,结果表明,氢气控制系统可以有效地将氢气浓度控制在安全限值以内,采用64个点火器叠加2个非能动氢气复合器(PARs)可以有效降低点火次数。  相似文献   
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