搜索结果: 136-150 共查到“核科学技术 核电厂”相关记录197条 . 查询时间(0.137 秒)
核电厂操纵员认知模型研究
核电厂操纵员 模拟机 认知可靠性
2009/1/19
本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。
核电厂操纵员职业适宜性研究
核电厂操纵员 职业适宜性 心理测评
2009/1/16
文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发，提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统，并讨论了该系统的应用方式以及重要性。
核电厂管线中的热分层现象
热分层 湍流模型 数值模拟 核电厂
2009/1/16
由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中，而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX，采用k－ε湍流模型，以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象，数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上，通过改变阀门渗漏冷水的流量、支...
核电厂评价系统的评价指标敏感性研究
核电厂 模糊决策 敏感性分析
2009/1/16
为开发先进反应堆评价系统，通过层次分析、模糊综合决策方法得到了评价结果。然后，变化经济性、安全性和技术性评价指标的权重，研究这3个指标在不同权重下的评价结果，从而得到了对评价结果的敏感性分析。结合分析结果，对各评价结果进行了比较和总结。
核电厂实时故障诊断专家系统的设计与实现
核电厂 实时故障诊断 专家系统
2009/1/15
为进一步减少核电厂中出现故障后的误操作，本文研究设计并实现核电厂实时故障诊断的专家系统。系统用专家系统理论将故障诊断的专家知识转化为存储于数据库的规则，实现了计算机自动异常征兆检测、实时提示、故障实时诊断，以及提出故障操作建议等功能。研究结果表明，开发的实时故障诊断专家系统能够为正确诊断压水堆核电厂多个典型事故提供有效的诊断结果和运行帮助信息。
田湾核电厂自动功率控制器结构与应用分析
自动功率控制器-软硬件-运行模式-单一故障-核电厂
2009/1/15
文章阐述田湾核电厂自动功率控制器软硬件设计的主要特点，通过对系统运行模式和故障种类的详细分析，讨论了田湾核电厂自动功率控制器系统工作的有效性和可靠性。分析结果显示，系统满足单一故障准则等安全原则的要求。
一个微机化的核电厂异常事件数据库
异常事件数据库 检索软件 核安全
2009/1/13
为了借鉴国外核电厂的运行经验,在IBM/PC-XT微机上建立了一个核电厂异常事件数据库,目前库存1818件异常事件。库的检索软件用dBASE-Ⅲ数据库语言编成。此库灵活、实用、操作简便,用户可按30个项目进行单项查询或有意义的组合查询。
用ICARE2程序模拟秦山核电厂熔渣床的形成
核电厂 严重事故 熔渣床
2009/1/9
以小破口失水加全厂断电事故为例,用ICARE2V3mod1.3程序分析严重事故早期压力壳内堆芯的破坏以及熔渣床的形成过程。分析结果表明:堆芯部件从4832s开始损坏后逐渐形成熔渣,并可清晰显示熔渣床的形成过程;在事故发生10000s后,总共形成约30000kg固态熔渣和10000kg液态熔渣。由于堆芯的冷却条件差,使得整个堆芯的损坏进程很快。
核电厂管线中的温度振荡现象研究
安注系统支管 数值模拟 湍流模型 温度振荡
2010/2/26
在核电厂中，如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳，对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象，运用计算流体力学软件，结合二次开发，采用修正的k-ε模型，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象，并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合，并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象，为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。
用于核电厂蒸汽发生器传热管SCC试验的浓碱高压釜装置
蒸汽发生器 浓碱 高压釜
2009/1/8
一、前言 核电厂蒸汽发生器传热管的应力腐蚀破裂(SCC)至今时有发生,造成很大经济损失。因此,它一直是各核电发展国家所关心的重要问题之一。蒸汽发生器传热管发生SCC的原因与纯水介质中杂质钠离子或氯离子在材料受力部位的浓集作用有关。采用磷酸盐水处理工艺以及冷凝器泄漏是造成二回路系统水质遭到钠离子和氯离子沾污的原因。通常,采
先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构
先进压水堆 数字化保护系统 需求分析
2009/1/6
为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。
非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响
非能动余热排出 瞬态特性 失去厂外电源
2008/12/30
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。