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华龙一号”采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合“华龙一号”的设计特征,确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中,选取典型二回路管道破裂事故进行论证,结果表明,对所选的工况,SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外,通过对不同类型事故规程进行比较,证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究,为“华龙一号”二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。 相似文献
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为了解双扣索施工、扣索支架联合施工对大跨径预应力混凝土空腹式连续钢构桥施工过程受力性能的影响,以礼嘉嘉陵江大桥为实例,利用有限元midas civil模拟全桥在两种施工方法下的所有施工阶段,对临时扣索张拉及拆除、主梁最大悬臂状态、边中跨合龙、扣索拆除等工况进行对比计算分析。结果表明,双扣索施工较扣索支架联合施工而言,能有效改善主梁浇筑过程中的应力峰值和挠度值,下弦梁基本处于全截面受压状态,扣索索力随施工推进而减小,处于较安全的状态。同时,上弦梁浇筑采用扣索比支架更方便架设和拆除,便于施工。 相似文献
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自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。 相似文献
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空冷弛豫对X70级抗大变形管线钢组织性能的影响 总被引:5,自引:2,他引:3
用显微组织分析,力学性能检测以及SUPPA55场发射扫描电镜,研究轧后空冷弛豫对X70级抗大变形管线钢综合性能的影响。结果表明,在相同的轧制工艺下,试验钢随着空冷弛豫时间延长,入水温度降低,先共析铁素体的量和析出物的量都逐渐增多,前者的软化效果与后者的析出强化共同作用,使强度和塑性变化复杂化。试验钢存在最佳的一个入水温度区间,获得先共析铁素体+贝氏体的双相组织,两者呈层状交叠分布,在软化和强化效果的综合作用下得到了抗大变形管线钢X70级所要求的强度塑性最佳匹配。 相似文献
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利用最佳估算程序RELAP5对IRIS反应堆的安全性作了确定论分析。首先,对系统的主要部件分别进行了建模和检验,包括:反应堆压力容器、模块式的螺旋管直流蒸汽发生器和非能动应急热排出系统。然后,对整个一回路和安全系统进行了初步的事故瞬态研究。由于IRIS工程处于概念设计阶段,因此发表的报告只能作为初步的分析报告。实际上在目前阶段.反应堆部件、安全系统和反应堆信号逻辑都还没有得到确切的设计。
对3个“常规”设计基准事故进行了初步的评估:冷却剂失流事故、失水事故和主给水丧失事故。结果表明:在失水事战中,安全系统是有效的;在要求的时间内.堆芯能够保持淹没。这为下阶段的初步设计打下了基础。 相似文献
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