导读:本文包含了全厂断电论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:全厂断电,应急柴油机,替代交流电源
全厂断电论文文献综述
张博平,初永越,张适,钱晓明[1]（2019）在《M310机组应对全厂断电事故的优化研究》一文中研究指出全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR 50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显着提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年05期）
袁显宝,夏寅泳,张彬航,张永红,刘芙蓉[2]（2019）在《百万千瓦级核电站全厂断电迭加破口事故分析》一文中研究指出在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电迭加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年03期）
刘宇生,许超,胡健,庄少欣,房芳芳[3]（2019）在《基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析》一文中研究指出针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器(PRHR HX)和堆芯补水箱(CMT)间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统(RCS)瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年03期）
陈钧,缪惠芳,李卓成,石兴伟[4]（2019）在《WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析》一文中研究指出先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显着提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.(本文来源于《厦门大学学报(自然科学版)》期刊2019年06期）
陈艺芬,黄志翱,郑剑香,缪惠芳[5]（2019）在《CPR1000全厂断电迭加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析》一文中研究指出严重事故管理导则(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,以全厂断电迭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.(本文来源于《厦门大学学报(自然科学版)》期刊2019年06期）
焦森林,王连名,罗斌[6]（2019）在《全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施》一文中研究指出反应堆冷却水泵的轴密封作为一回路压力屏障,防止高温放射性冷却剂向环境泄漏。本文描述和分析了在全厂断电事故中反应堆冷却水泵因轴封注入水中断造成的轴封失效,并对比分析了各种预防轴封注入水中断措施,为后续反应堆冷却剂泵轴封注入系统设计提供指导。(本文来源于《产业与科技论坛》期刊2019年03期）
陈宏坤,袁显宝,毛璋亮,刘芙蓉,周建军[7]（2019）在《全厂断电迭加破口事故分析研究》一文中研究指出本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)迭加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进行分析,对安全壳超压失效及氢气风险进行了研究。通过研究发现在SBO迭加不同大小破口导致的严重事故进程中,在下封头失效前,安全壳均能保持其完整性。本文研究可为核事故应急管理提供了参考依据。(本文来源于《山东工业技术》期刊2019年04期）
刘宇生,许超,攸国顺,安婕铷,庄少欣[8]（2018）在《非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究》一文中研究指出为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显着影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却叁个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。(本文来源于《核技术》期刊2018年11期）
张丹,冉旭,张航,张勇,周科[9]（2018）在《池壳式研究堆全厂断电应对策略研究》一文中研究指出池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,有利于采用非能动方式导出堆芯余热,在全厂断电事故后,她有多种可能的余热导出方式。本文采用Relap5程序对某池壳式研究堆全厂断电下的应对策略进行了研究,分析了不同工况下的余热导出及堆芯安全情况,就不间断电源是否可用分别建议了事故后的应对措施。(本文来源于《核科学与工程》期刊2018年05期）
杨奥,黄志翱,缪惠芳,李宁[10]（2018）在《CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析》一文中研究指出全厂断电事故是导致核电厂发生严重后果的重要事件之一.采用模块化事故分析程序对CPR1000全厂断电事故进行建模与分析,计算一回路压力、压力容器水位、堆芯温度等参数,详细分析了事故进程.分析结果显示:全厂断电事故会导致反应堆压力容器在高压下失效,这将会有安全壳直接加热的风险;同时,事故过程中会产生大量氢气,这部分氢气会逐步迁移到安全壳或者辅助厂房中,从而带来氢气爆炸的风险.针对全厂断电时主泵容易出现轴封破口这一问题,选取了早、中、晚3个时期的事故序列,对轴封破口发生时间做敏感性分析.结果表明,早期破口会加速严重事故的进程,而较晚时间发生破口,尤其是事故中期发生破口能较好地延缓压力容器损毁进程.相关数据可为有关人员防范和缓解严重事故提供参考.(本文来源于《厦门大学学报(自然科学版)》期刊2018年05期）
全厂断电论文开题报告
（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：
在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电迭加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。
（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。
全厂断电论文参考文献
[1].张博平,初永越,张适,钱晓明.M310机组应对全厂断电事故的优化研究[J].核科学与工程.2019
[2].袁显宝,夏寅泳,张彬航,张永红,刘芙蓉.百万千瓦级核电站全厂断电迭加破口事故分析[J].核科学与工程.2019
[3].刘宇生,许超,胡健,庄少欣,房芳芳.基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析[J].核动力工程.2019
[4].陈钧,缪惠芳,李卓成,石兴伟.WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析[J].厦门大学学报(自然科学版).2019
[5].陈艺芬,黄志翱,郑剑香,缪惠芳.CPR1000全厂断电迭加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析[J].厦门大学学报(自然科学版).2019
[6].焦森林,王连名,罗斌.全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施[J].产业与科技论坛.2019
[7].陈宏坤,袁显宝,毛璋亮,刘芙蓉,周建军.全厂断电迭加破口事故分析研究[J].山东工业技术.2019
[8].刘宇生,许超,攸国顺,安婕铷,庄少欣.非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究[J].核技术.2018
[9].张丹,冉旭,张航,张勇,周科.池壳式研究堆全厂断电应对策略研究[J].核科学与工程.2018
[10].杨奥,黄志翱,缪惠芳,李宁.CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析[J].厦门大学学报(自然科学版).2018