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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：298

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。

严重事故下吸湿性气溶胶的自然去除研究 下载：15 浏览：379

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。

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究 下载：72 浏览：377

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：315

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。

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究 下载：80 浏览：216

韩旭1，2 荆春宁1 朱晨1 王一光2 李军3 元一单1 《核工业与技术》 2018年3期

摘要:
根据福岛核事故经验，总结了未来堆芯捕集器的设计目标，提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点，并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明，新方案具有明显的技术优势。

220 kV变电站110 kV线路越级跳闸事故研究 下载：79 浏览：485

闫炳耀1 王鹏2 《电力技术学报》 2018年11期

摘要:
220 kV变电站经常发生110 kV线路越级跳闸事故,一旦发生,将扩大事故停电范围,造成大面积停电事故,导致供电服务中断,电力企业和电力用户均面临较大损失。针对这一现象,通过建立220 kV仿真变电站模型进行故障原因分析,并深入研究制定出有效措施。在事故出现时,能及时处理,提高事故处理效率。
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