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秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证被引量：1: 1; 作者王勇魏严凇 +1 位作者史晓磊张应超《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期666-670,共5页; 在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解... 展开更多; 关键词严重事故管理导则 MELCOR程序严重事故缓解对策有效性; 在线阅读下载PDF 职称材料

严重事故管理导则入口条件研究被引量：1: 2; 作者冯上任佟立丽《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期80-86,共7页; 严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故... 展开更多; 关键词严重事故严重事故管理导则入口条件慢化剂液位; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆严重事故管理入口标准研究被引量：1: 3; 作者张龙飞雷世雄余方伟《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期381-384,共4页; 使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度... 展开更多; 关键词严重事故事故管理严重事故管理导则入口标准; 在线阅读下载PDF 职称材料

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究被引量：5: 4; 作者陈宝文毛欢 +1 位作者孔翔程陈彬《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页; 全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦... 展开更多; 关键词严重事故管理导则全厂断电蠕变失效蒸汽发生器传热管破裂; 在线阅读下载PDF 职称材料

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 5; 作者李亚冰佟立丽曹学武《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 展开更多; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析被引量：2: 6; 作者陈艺芬黄志翱 +1 位作者郑剑香缪惠芳《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期855-863,共9页; 严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR100... 展开更多; 关键词 CPR1000 严重事故管理导则全厂断电小破口失水事故卸压外部注水; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证被引量：1: 1; 作者王勇魏严凇史晓磊张应超; 机构中核霞浦核电有限公司中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期666-670,共5页; 文摘在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。; 关键词严重事故管理导则 MELCOR程序严重事故缓解对策有效性; Keywords SAMG MELCOR code severe accident strategy validation; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名严重事故管理导则入口条件研究被引量：1: 2; 作者冯上任佟立丽; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期80-86,共7页; 文摘严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。; 关键词严重事故严重事故管理导则入口条件慢化剂液位; Keywords severe accident SAMG entry condition moderator level; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆严重事故管理入口标准研究被引量：1: 3; 作者张龙飞雷世雄余方伟; 机构海军工程大学核能科学与工程系海军驻; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期381-384,共4页; 基金总装预研基金资助项目(9140C730302120C73266); 文摘使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。; 关键词严重事故事故管理严重事故管理导则入口标准; Keywords severe accident accident management severe accident management guideline entry criteria; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究被引量：5: 4; 作者陈宝文毛欢孔翔程陈彬; 机构中国核动力研究设计院环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页; 文摘全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。; 关键词严重事故管理导则全厂断电蠕变失效蒸汽发生器传热管破裂; Keywords severe accident management guide station blackout creep rupture steam generator tube rupture; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究被引量：1: 5; 作者李亚冰佟立丽曹学武; 机构上海交通大学机械与动力工程学院; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页; 基金国家自然科学基金资助项目(11205099); 文摘依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。; 关键词防火喷淋严重事故缓解严重事故管理导则非能动先进压水堆; Keywords Fire Spray System Severe Accident Mitigation Severe Accident Management Guideline Advanced PWR; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析被引量：2: 6; 作者陈艺芬黄志翱郑剑香缪惠芳; 机构厦门大学能源学院; 出处《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期855-863,共9页; 基金厦门大学能源学院发展基金（2017NYFZ01）; 文摘严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考.; 关键词 CPR1000 严重事故管理导则全厂断电小破口失水事故卸压外部注水; Keywords CPR1000 severe accident management guidelines(SAMGs) station blackout small break loss-of-coolant accident depressurize external water injection; 分类号 F407.23 [经济管理—产业经济]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证	王勇魏严凇史晓磊张应超	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
2	严重事故管理导则入口条件研究	冯上任佟立丽	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	压水堆严重事故管理入口标准研究	张龙飞雷世雄余方伟	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究	陈宝文毛欢孔翔程陈彬	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	5	在线阅读下载PDF 职称材料
5	先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究	李亚冰佟立丽曹学武	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
6	CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析	陈艺芬黄志翱郑剑香缪惠芳	《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心	2019	2	在线阅读下载PDF 职称材料