导读:本文包含了压水堆严重事故论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:严重事故,MAAP,IVR-ERVC,大功率压水堆
压水堆严重事故论文文献综述
陈海英,孙洪平,兰兵,史强,刘福东[1]（2019）在《大功率压水堆严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响》一文中研究指出以大功率非能动压水堆为研究对象,采用MAAP程序研究RCS热管段5 cm小破口始发严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响。结果表明,启动ERVC时安全壳内的Cs I质量份额约0. 29,释放到环境中的惰性气体和Cs I质量份额分别为0. 001 3,1. 95×10~(-5),不启动ERVC时安全壳内的Cs I质量份额约为0. 38,释放到环境中的惰性气体和Cs I质量份额分别为0. 94,2. 95×10~(-2)。大功率非能动压水堆严重事故后启动ERVC,能有效地将熔融物滞留在压力容器内,保持压力容器的完整,降低事故后惰性气体和Cs I向环境的释放量。(本文来源于《工业安全与环保》期刊2019年01期）
黄家胜,袁显宝,毛璋亮,林钦,夏寅泳[2]（2018）在《基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析》一文中研究指出严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。(本文来源于《核科学与工程》期刊2018年04期）
陈海英,严谨,石兴伟,陈鲁,刘福东[3]（2018）在《非能动压水堆DVI管小破口始发严重事故源项模拟研究》一文中研究指出采用MELCOR程序模拟非能动先进压水堆DVI管小破口始发严重事故下裂变产物释放行为。结果表明:当堆芯开始熔化后,Cs I从堆芯中释放到一回路系统,通过破口喷放到安全壳,惰性气体迅速释放到安全壳。安全壳失效前,安全壳内的Cs I和惰性气体份额最高分别约为70%、83%,环境中的Cs I和惰性气体份额为10-5数量级。安全壳失效后,安全壳内的Cs I和惰性气体份额分别降到了45%、0.38%,环境中的Cs I和惰性气体份额约为28%、90%。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2018年02期）
陈海英,严谨,赵传奇,胡文超,刘福东[4]（2017）在《压水堆严重事故下裂变产物迁移与释放研究》一文中研究指出严重事故情况下大量放射性裂变产物释放到环境中,直接对人体造成危害。本文采用MELCOR程序,研究了DVI管小破口始发严重事故下,Cs I在一回路系统和安全壳中的存在形态,以及Cs I和惰性气体向安全壳、环境的迁移和释放行为。结果表明:Cs I主要以气溶胶形式释放出来,滞留在一回路系统中的Cs I几乎全部沉积在热构件上,约70%的Cs I以气溶胶的形式迁移到安全壳中,并不断沉积在安全壳热构件或溶于水中,极少量释放到环境中。事故后绝大部分惰性气体迁移到安全壳中,只有少部分滞留在反应堆其他系统中,在安全壳正常泄漏率下,释放到环境的惰性气体质量很少,仅为0.11%。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2017年12期）
毕金生,万霞,靖剑平,石兴伟,胡文超[5]（2017）在《国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析》一文中研究指出严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2017年05期）
温丽丽,袁凯,佟立丽[6]（2017）在《先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析》一文中研究指出本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口迭加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动叁个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口迭加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。(本文来源于《核科学与工程》期刊2017年04期）
周涛,王尧新,杨旭[7]（2017）在《压水堆严重事故下封头热斑计算》一文中研究指出压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下封头存在两处最薄弱的位置,分别为下封头正下方正对外部冷却水位置和氧化壳与压力容器交界处。特别是在氧化壳与压力容器交界处,由于多种原因导致临界热流密度发生,使得该处熔化严重。通过设置延伸小管和附加冷却水可延迟压力容器壁面熔穿的时间。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2017年07期）
钱建华,王超,杨壮豪,赵月扬[8]（2017）在《压水堆核电站严重事故下的设备鉴定》一文中研究指出本文给出了压水堆核电站严重事故下设备鉴定研究的基本内容和研究结果。对需鉴定设备的确定原则,鉴定环境条件包括压力、温度及辐照剂量的确定方法,以及设备鉴定建立的过程进行了详细的讨论和分析。(本文来源于《辐射防护通讯》期刊2017年03期）
石兴伟,兰兵,靖剑平,高新力,毕金生[9]（2017）在《大功率非能动压水堆DVI管破迭加IRWST失效触发严重事故分析》一文中研究指出应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口迭加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2017年03期）
曹鹏,毛鹏飞[10]（2017）在《压水堆核电站严重事故下移动泵的快速响应》一文中研究指出移动式柴油驱动泵(移动泵)主要在压水堆核电站严重事故下实现堆芯冷却功能,文章阐述了移动泵为在严重事故下能快速响应而应采取的一些措施,这些措施可使移动泵快速投入工作,防止堆芯熔化。(本文来源于《中国核电》期刊2017年02期）
压水堆严重事故论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
压水堆严重事故论文参考文献
[1].陈海英,孙洪平,兰兵,史强,刘福东.大功率压水堆严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响[J].工业安全与环保.2019
[2].黄家胜,袁显宝,毛璋亮,林钦,夏寅泳.基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析[J].核科学与工程.2018
[3].陈海英,严谨,石兴伟,陈鲁,刘福东.非能动压水堆DVI管小破口始发严重事故源项模拟研究[J].核电子学与探测技术.2018
[4].陈海英,严谨,赵传奇,胡文超,刘福东.压水堆严重事故下裂变产物迁移与释放研究[J].核电子学与探测技术.2017
[5].毕金生,万霞,靖剑平,石兴伟,胡文超.国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析[J].核科学与工程.2017
[6].温丽丽,袁凯,佟立丽.先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析[J].核科学与工程.2017
[7].周涛,王尧新,杨旭.压水堆严重事故下封头热斑计算[J].原子能科学技术.2017
[8].钱建华,王超,杨壮豪,赵月扬.压水堆核电站严重事故下的设备鉴定[J].辐射防护通讯.2017
[9].石兴伟,兰兵,靖剑平,高新力,毕金生.大功率非能动压水堆DVI管破迭加IRWST失效触发严重事故分析[J].核科学与工程.2017
[10].曹鹏,毛鹏飞.压水堆核电站严重事故下移动泵的快速响应[J].中国核电.2017