导读:本文包含了大破口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,仿真分析,大破口,非能动安全
大破口论文文献综述
袁显宝,林钦,张彬航,刘芙蓉,俞玲[1]（2019）在《基于MAAP4的百万千瓦级核电站大破口事故分析》一文中研究指出本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年05期）
李超,梅晓好,李德睿[2]（2019）在《CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析》一文中研究指出CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年04期）
曹志伟,林支康,王婷,梁任,鲍杰[3]（2019）在《大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用》一文中研究指出中广核确定论统计方法(GSM)是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故(LOCA)分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法(DRM)惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布,并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口LOCA分析,与传统DRM相比可挖掘约9%的LOCA裕量。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年11期）
黄雄,王盟,魏巍,谢政权,单福昌[4]（2019）在《基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析》一文中研究指出应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年01期）
于龙[5]（2019）在《30万机组在主系统大破口下的事故分析》一文中研究指出核电发展数十年来,人们已倾于认同核电是一种安全,清洁、高效的能源,核电厂发生严重事故的概率极低。但是,事故一旦发生,可能导致堆芯熔化,不仅对压力容器的完整性造成威胁,且可能致使放射性物质向环境释放。本文通过对30万机组在大破口下的事故分析,阐述了即使在破口事故且全厂失电的超设计基准事故下,仍能将反应堆置于安全状态。(本文来源于《科技视界》期刊2019年03期）
钱立波,余红星,孙玉发,陈伟,申亚欧[6]（2019）在《大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究》一文中研究指出与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO_2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO_2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO_2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO_2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2～3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年07期）
马胜超,银华强,何学东,李俊,孟颖超[7]（2019）在《压水堆核电站大破口失水事故分析》一文中研究指出压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年06期）
韩正君,赵耀[8]（2018）在《船体大破口损伤下总纵极限剩余承载能力计算》一文中研究指出[目的]在大破口损伤下计算船体总纵极限剩余承载能力时,是否计及船舶的浮态变化以及破口位置和大小等非线性耦合因素的影响,是合理评估船舶破损后的总纵极限剩余承载能力时值得深入研究的问题。[方法]以某船船体舯剖面大破口损伤为研究对象,采用Smith方法对船体总纵极限剩余承载能力进行计算分析,重点计算船舶因破损可能导致的不同倾斜角和连续浮态变化的总纵极限剩余承载能力。[结果]结果表明,不考虑船舶浮态变化,仅在船舶正浮状态下扣除大破口结构的计算结果,将会过高估计船舶破损后的总纵极限剩余承载能力。[结论]所用方法较为简便、快捷,可为船舶结构设计以及船舶损伤后的快速决策提供参考。(本文来源于《中国舰船研究》期刊2018年04期）
廉海波,王伟,王坤[9]（2018）在《小型堆大破口失水事故放射性后果研究》一文中研究指出利用MELCOR程序建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,针对大破口失水事故,分析通风系统的投入对堆舱邻舱放射性危害的缓解。利用MACCS程序,进一步研究了通风造成的大气环境的辐射危害。得到的结论是:为了保证堆舱邻舱的辐射剂量在剂量限值内,应于事故发生后10 min内投入全船通风。若10 min后投通风,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。就大气扩散而言,风速越小,受到的辐射危害越大。稳定大气条件的辐射危害大于不稳定气象条件,在中性气象条件下,几乎不会造成任何剂量危害。事发海域,人员无需服用稳定碘。(本文来源于《舰船电子工程》期刊2018年03期）
鲍国刚,臧丽叶,乐志东,蔡伟[10]（2017）在《热备用工况下大破口失水事故分析》一文中研究指出当核电厂由热备用工况运行至冷停堆过程中,部分安全系统及设备将离役,其中一个特别重要的操作是非能动堆芯冷却系统(PXS)中的安注箱(ACC)被隔离,这项规程性操作将会降低利用PXS缓解LOCA事故的能力。为评价PXS在热备用工况下缓解假想LOCA事故的能力,本文基于RELAP5 MOD3.4程序建立电厂模型,对最不利的冷段双端剪切断裂型破口展开分析,并假定破口在ACC隔离后立即发生,分析中只模拟安全相关系统。结果表明:整个瞬态过程中包壳峰值温度(PCT)约为646.8℃,满足美国联邦法规10CFR 50.46的验收准则,且有较大裕量,证明PXS在热备用工况ACC离役的情况下仍可有效缓解假想LOCA事故。本文研究结果亦可为低功率及停堆工况概率安全分析评价(PSA)提供有力支持。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第10册（核测试与分析分卷、核安全分卷）》期刊2017-10-16）
大破口论文开题报告
（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：
CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。
（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。
大破口论文参考文献
[1].袁显宝,林钦,张彬航,刘芙蓉,俞玲.基于MAAP4的百万千瓦级核电站大破口事故分析[J].核科学与工程.2019
[2].李超,梅晓好,李德睿.CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析[J].核科学与工程.2019
[3].曹志伟,林支康,王婷,梁任,鲍杰.大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用[J].原子能科学技术.2019
[4].黄雄,王盟,魏巍,谢政权,单福昌.基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析[J].核科学与工程.2019
[5].于龙.30万机组在主系统大破口下的事故分析[J].科技视界.2019
[6].钱立波,余红星,孙玉发,陈伟,申亚欧.大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究[J].原子能科学技术.2019
[7].马胜超,银华强,何学东,李俊,孟颖超.压水堆核电站大破口失水事故分析[J].原子能科学技术.2019
[8].韩正君,赵耀.船体大破口损伤下总纵极限剩余承载能力计算[J].中国舰船研究.2018
[9].廉海波,王伟,王坤.小型堆大破口失水事故放射性后果研究[J].舰船电子工程.2018
[10].鲍国刚,臧丽叶,乐志东,蔡伟.热备用工况下大破口失水事故分析[C].中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第10册（核测试与分析分卷、核安全分卷）.2017