文章-世纪中文出版社

杨明印冯仁海《发电技术与研究》 2018年10期

摘要:

尿素热解制氨脱硝的方法由于其原料的安全性和技术的日渐成熟,在火电厂脱硝技术中得到了广泛应用。但热解炉结晶的问题频繁发生,为了避免结晶和环保指标超标,结合运行中积累的经验介绍了热解炉结晶的判断依据和处理方法,从系统设计和运行调整的角度阐明了产生结晶的原因,给出了热解炉系统设计的优化方案和运行调整方法。工程实践表明及时准确的结晶判断,有效的运行调整方法和优化后的热解脱硝系统能够有效防止热解炉结晶,杜绝环保事件的发生。

煤矿事故风险动态管控技术研究与应用下载：55 浏览：374

陶金1 孙海波2 陈亦男3 《煤炭技术研究》 2019年2期

摘要:

对于动态风险以及静态风险来说,一系列机密相关的控制管理体系是必要的,需要企业具有完善的安全责任分工体制和统一的工作流程。本文通过对煤矿风险控制、安全信息管理、风险预警技术、应急预案风险管控法的研究,对城山煤矿事故风险动态管控应用进行分析,确定了城山煤矿的重大危险源,针对其中的危险源进行系统安全分析并作出评价。

基于事故树-层次分析法的集输管道失效风险研究下载：64 浏览：348

焦凯1 刘勇2 伍嘉亨2 杨婧1 张小芳2 梁昌晶1 《石油科学研究》 2020年4期

摘要:

对油气管道进行风险识别和分析是管道完整性管理的重要组成部分,管道一旦发生严重泄漏,会造成大面积的环境污染和人员伤亡。以油田集输管道为研究对象,建立了集输管道失效事故树模型,共识别和定义了23个基本事件,利用最小割集对每个基本事件的结构重要度进行了求解,将事故树与层次分析法相结合,实现了从结构重要度—判断因子—判断矩阵的转化,发现人为破坏、材料抗腐蚀性能差、含酸性介质、运行误操作和施工缺陷等是构成管道失效的主要因素,与实际失效事故中的原因概率分布基本保持一致,证明该方法可以较为真实地反映影响管道安全运行的因素,以期为管道日常的安全管理提供理论依据。

基于认知模型与故障树的核电厂严重事故下人因失误分析下载：83 浏览：312

张力1，2 陈帅1 青涛2 孙婧3 刘朝鹏4 《核工业与技术》 2020年10期

摘要:

为分析核电厂应急人员在处理严重事故时可能发生的人因失误，通过建立不同应急人员的认知模型及识别相应的行为影响因子，在认知功能的基础上识别出13种人因失误模式:信息来源不足、信息可靠性不佳、过早结束对参数的获取、重要数据处理不正确、缓解措施负面影响评估失误、选择不适用当前情景的策略、延迟决策、遗漏重要信息/警报、延迟发觉、软操作失误、信息反馈失效、设备安装/连接/操作失误、延迟实施，并基于故障树分析得出人因失误模式的主要根原因:交流失效、时间压力、事故发展的不确定性、信息接收延误、监视失误、人-机界面不佳和环境因素。分析结果可用于预测严重事故缓解进程中可能出现的人因失误，为核电厂实施严重事故管理和技术改进，以及保障严重事故工况下核电厂安全提供参考。

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究下载：69 浏览：367

方健1 段远刚1 冉小兵1 马若群2 《核工业与技术》 2020年9期

摘要:

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。

煤矿瓦斯事故的事故树分析研究下载：51 浏览：382

刘刚《煤炭技术研究》 2018年6期

摘要:

本文从导致煤矿瓦斯爆炸的三个必要条件入手,分析了各个条件下的影响因素,并以此建立了事故树。通过事故树及重要度较高因素分析,提出了优化通风系统、风机"三专两闭锁"、应对自然条件变化的紧急预案和加强管理等措施。因此,煤矿瓦斯爆炸的事故树分析具有一定的科学性和实践性。

义城煤业通风安全管理及通风事故防范措施的应用研究下载：55 浏览：370

原海育《煤炭技术研究》 2018年5期

摘要:

煤矿通风安全事故呈逐年上升的趋势,已成为煤矿安全事故防范的重点区域,做好煤矿通风安全管理工作是保障煤矿安全生产的基础。本文以义城煤业为研究对象,对其通风工作中存在的问题进行了总结,并分析了影响义城煤业通风管理工作的关键因素,最后有针对性地提出了做好其通风工作的管理措施。结果表明,采取以上管理措施后提高了义城煤业通风安全管理的水平,保障了煤矿开采的效率。

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发下载：72 浏览：401

蔡青玲葛莉单建强《核工业与技术》 2020年4期

摘要:

为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求，采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模，此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力，具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件，结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。

基于改进线性学习算法的核动力系统事故诊断研究下载：62 浏览：363

赵鑫蔡琦赵新文王晓龙《核工业与技术》 2020年3期

摘要:

为解决核动力系统事故类型多样且故障严重程度难以确定的问题，在传统线性模型的基础上引入层级结构和嵌套结构，并选用支持向量机分类模型作为结构内的诊断模型；采用线性学习实现计算结果的融合，通过分析事故运行过程和机理选取单个分类模型的训练样本，并确定对应类别事故的有效识别区域及敏感参数。结果表明，本文提出的事故诊断框架的识别准确率达到99%以上，可为大型系统的事故诊断提供参考。

基于改进线性学习算法的核动力系统事故诊断研究下载：62 浏览：316

赵鑫蔡琦赵新文王晓龙《核工业与技术》 2020年2期

摘要:

为解决核动力系统事故类型多样且故障严重程度难以确定的问题，在传统线性模型的基础上引入层级结构和嵌套结构，并选用支持向量机分类模型作为结构内的诊断模型；采用线性学习实现计算结果的融合，通过分析事故运行过程和机理选取单个分类模型的训练样本，并确定对应类别事故的有效识别区域及敏感参数。结果表明，本文提出的事故诊断框架的识别准确率达到99%以上，可为大型系统的事故诊断提供参考。

严重事故下吸湿性气溶胶的自然去除研究下载：15 浏览：389

卢俊晶张天琦杨小明马如冰元一单《核工业与技术》 2020年2期

摘要:

反应堆发生严重事故时，堆芯释放出的吸湿性气溶胶会在潮湿的安全壳内增大，从而影响其自然去除过程。本文理论推导了吸湿性气溶胶的增大模型并通过多种方法对其进行了验证。模型计算结果表明，气溶胶的增大过程由于受到溶解度的限制而存在临界湿度值，在该临界值以下时气溶胶不发生吸湿，但这未被其他严重事故分析程序所考虑。同时，基于某三代先进压水堆的特定严重事故工况，本文分析了干颗粒半径及湿度对气溶胶的平衡半径和自然去除系数的影响。结果表明:气溶胶的自然去除系数随干颗粒半径的增大将先减小后增加，并在1μm时达到最小值；相同湿度下，干颗粒半径对气溶胶半径的最大增大比例的影响不大；湿度的增加对不同干颗粒半径气溶胶去除系数的影响不同。

小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究下载：53 浏览：352

欧阳可汉1 陈文振1 商学利2 《核工业与技术》 2020年2期

摘要:

为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平，以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例，建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型，计算事故后大气和海洋中137Cs的放射性污染水平，并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明，在一定的释放高度下，源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律；在离源一定距离内，释放位置越高，表层海水中核素的时间积分浓度越小；在离源一定距离外，大气越不稳定，表层海水中核素的时间积分浓度越小。

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究下载：76 浏览：452

沈海波刘爱华胡伟肖洪文黄丹《核工业与技术》 2019年12期

摘要:

建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法，并将该计算方法与EJ/T 988—96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例，采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明，EJ/T 988—96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量；基于MCNP程序建模的计算方法，因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述，以及结果误差的可控性，使得计算结果更准确。因此，建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究下载：72 浏览：388

朱勇辉王迎李勇唐月明郑华《核工业与技术》 2019年11期

摘要:

通过改变指前因子和活化能系数，构建氢气燃烧单步反应机理，利用构建的单步机理开展严重事故下氢气燃烧计算分析，将计算结果与试验数据进行对比分析，同时利用机理开展不同氢气浓度条件下氢气燃烧数值计算。结果表明:单步机理在氢气火焰传播速度方面计算值与试验值符合很好，修正后的氢气燃烧单步机理可用于核电厂氢气燃烧计算分析。

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析下载：63 浏览：332

罗娟罗家成李朋洲孙磊唐鹏《核工业与技术》 2019年8期

摘要:

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时，采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间，RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此，有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析，以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下，采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析，通过计算得到容器壁的温度场和应力场，以及下封头的塑性和蠕变变形，并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明，考虑蠕变影响后，结构的变形将大大增加；严重事故下采取熔融物滞留策略期间，RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效；内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究下载：57 浏览：400

杨冬梅刘晓晶张滕飞程旭《核工业与技术》 2019年3期

摘要:

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N，利用幵行虚拟机(PVM)平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序，用以更新截面；SKETCH-N执行物理计算，幵将功率分布反馈给热工程序；最后，应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后，功率迅速升高，在1.42s后达到最大值；5s后包壳温度达到峰值1264℃，超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后，均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁，故该堆芯应采用分区布置。

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究下载：65 浏览：298

刘蕴1 刘新建1 李红2 方晟2 毛亚蔚1 曲静原2 《核工业与技术》 2019年3期

摘要:

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型(VAR)对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型(TTLS-VAR)。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。

基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究下载：62 浏览：249

张勇李松蔚王玮《核工业与技术》 2018年9期

摘要:

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡，得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系，成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法，并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明，由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

无锡高新区危险废物产生及处置利用现状与建议下载：44 浏览：441

陆祎品郭赟黄晓峰钱国锋《可持续发展与创新》 2019年8期

摘要:

以2017年无锡高新区危险废物产生数据为依据,对不同类别和不同行业危险废物的产生量进行统计,分析危险废物的处置利用现状,从增加危险废物处置能力、建立危险废物收集点等方面对现有问题提出了建议。

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价下载：47 浏览：404

彭传新1 李昊翔2 昝元锋1 闫晓1 《核工业与技术》 2018年5期

摘要:

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明，CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。

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