事故工况

摘要： 为使管网能够在压力分区后仍能同时满足典型日、最高日最高时和事故工况下关键控制点的最低压力需求,提出了一种基于粒子群优化的管网事故工况压力调控模型。首先,寻找每个压力分区的最不利节点和最不利管段作为模拟火灾事故点和故障管段;其次,以24 h的典型日工况下的泵阀调控方案作为初始条件,判断每个时段的调控方案是否能满足事故工况下的最低压力需求;最后,对于不满足的时段利用粒子群优化算法寻优,制定新的压力管理方案。以宁夏中卫市沙坡头区供水管网为例进行验证,结果显示该方法在事故工况下使管网弹性力指数从0.46上升到0.56,失效指数从0.47下降到0,供水保障效果明显改善。

摘要： 循环水系统是三门核电站重要的常规岛冷却系统,用于功率运行时将汽轮机凝汽器的热量传递至海水。本文对循环水系统的配置及正常运行工况进行了简要介绍,同时结合电站整体设计,重点分析丧失循环水事故工况下电站的瞬态响应及事故处理进程,为机组后续运行提供参考。

摘要： 安全的核燃料是核电站持续稳定运行的核心,模拟事故工况环境是新型核燃料研发过程中的一项重要内容。本文根据压水堆核电站事故工况下的环境条件及核燃料研发的性能要求,对事故工况模拟试验装置的设计进行了分析和研究。该试验装置主要用于核燃料包壳的高温氧化试验和热冲击试验,有助于提高核燃料在严重事故工况下的容错性能。

摘要： 为准确分析水厂新建对多水厂联合供水系统的影响,采用MIKE URBAN WD对珠海市陆域净化水系统进行水力建模,创新水量分配方法,采用抄表数据经定位处理后进行节点流量挂靠,使模型具有较高的精度;建模后应用于梅溪水厂新建并网的影响评估,得出梅溪水厂的选址、规模及出厂压力基本合理,不会对现有给水系统水量、水压等造成水力异常的影响,并提出了现状水厂改造的规模及时序建议;多水厂联合供水水力模型可直观评估水厂新建并网对现状系统的影响,分析水厂负荷、节点压力、管道流速及水损等计算参数,为新建水厂选址、规模、出厂压力等提供科学论证.

摘要： 本文主要利用了TGNET模拟软件,搭建了某城市中压单气源的燃气管网模型。分别对设计工况及事故工况的管网运行情况进行了模拟计算,得到管段流量和节点压力等相关数据,进一步提出管网可靠性评价指标,分析其管网最不利事故工况下的可靠性。根据实际情况得到提高管网可靠性的措施和思路。

摘要： 田湾核电站一期工程每台机组设计了2台事故工况下乏燃料水池液位计,负责在电站正常运行期间和事故工况后,仍然对反应堆厂房乏燃料水池液位进行监测.液位计采用的是德国E+H公司生产的分体式电容液位计,该产品已经停产且随着运行时间的增长,液位计频繁出现大幅波动缺陷,严重影响了乏燃料水池液位的监测.本文结合当前国内外液位计产品特点和乏燃料水池液位监测要求,对比分析了替代方案,确定了乏燃料水池液位计国产化研究的思路,详细介绍了国产化液位计测量原理、硬件组成、鉴定试验和应用效果.为在役核电站反应堆厂房乏燃料水池液位监测仪表替代选型,提供了一种国产化的产品,具有一定借鉴意义和推广价值.

摘要： 目前悬索式跨越架的设计未考虑动态冲击效应。为了探究悬索式跨越架在不同工程参数下抗导线冲击的影响规律,文中以悬索式跨越架承载索常用的超高分子量聚乙烯绳为例,建立了绳索受冲击的仿真模型。文中研究不同工程参数对跨越架在事故工况下(断线和跑线)的抗冲击性能影响规律,得到基于桁架单元的动力学仿真与试验的最小误差为0.67%。仿真结果表明:因牵引板的作用,断线对跨越架产生的冲击载荷大约为跑线的2~3倍;跨越架冲击载荷随落线高度而增加,但具有一定随机性,其弧垂变化水平在4-4.5 m;中间承载索和绝缘网安全系数较小;1250 mm^(2)导线比630 mm^(2)导线的线密度、配套使用的牵引板大,故1250 mm^(2)导线对跨越架的冲击较大。

摘要： 目前悬索式跨越架的设计未考虑动态冲击效应.为了探究悬索式跨越架在不同工程参数下抗导线冲击的影响规律,文中以悬索式跨越架承载索常用的超高分子量聚乙烯绳为例,建立了绳索受冲击的仿真模型.文中研究不同工程参数对跨越架在事故工况下(断线和跑线)的抗冲击性能影响规律,得到基于桁架单元的动力学仿真与试验的最小误差为0.67％.仿真结果表明:因牵引板的作用,断线对跨越架产生的冲击载荷大约为跑线的2～3倍;跨越架冲击载荷随落线高度而增加,但具有一定随机性,其弧垂变化水平在4～4.5 m;中间承载索和绝缘网安全系数较小;1250 mm2导线比630 mm2导线的线密度、配套使用的牵引板大,故1250 mm2导线对跨越架的冲击较大.

摘要： 本文分析对象为新疆某市大型集中热网,现状为单一公司多热源联网运行.由于另一公司新热源接入现有热网,且需要将部分现状负荷划入新热源供热区域,在此背景下进行水力工况分析.本文以水力计算分析软件 Flowra为工具,针对需要解决的问题,结合现状及规划负荷,建立水力计算模型并进行分析评估,得出各种条件下的分析结果和热源互补范围.本文的分析方法和思路对此类多热源联网运行切换等具有一定的参考价值.

摘要： 对核电厂事故工况下图像传感器可用性及辐射损伤效应进行了分析,提出了图像传感器系统的加固方案.通过分析事故工况下可能存在的各类因素,研究各类恶劣因素对传感器可用性的影响,并针对核电厂事故中特有的放射性因素进行了图像传感器辐射损伤实验.对事故工况下存在的各类危害因素提出了对应的加固方法,并通过综合分析,确定了图像传感器系统五个方面的加固方案:(1)选用耐辐射CMOS图像传感器芯片;(2)采用耐热、耐辐射绝缘材料;(3)加设金属辐射防护外壳及隔热层;(4)防护层内部建立冷却及干燥系统;(5)采用含光学防抖技术的镜头并增设减震系统.

摘要： 辐照环境会使某些敏感材料加速老化,导致设备失效.我国核安全导则中明确提出设备环境鉴定需要考虑照射条件.福岛事故经验反馈也表明大量设备需在高剂量环境中执行功能.目前国内尚无系统性评估事故后设备辐照剂量的方法.针对该问题,本文提出一种事故后设备辐照鉴定剂量的计算评估方法,可对事故后反应堆厂房内不同辐照环境的γ、β射线的辐照剂量进行评估.并以国内某压水堆核电厂的设计参数作为输入进行了验证计算,结果表明本文提出的方法是合理有效的.

摘要： 以某轨道交通工程的典型长大区间为例,对采用闭式通风系统形式的长大区间事故通风运行模式进行设计与研究,并结合一维模拟计算程序Stess V3.0对设计方案运行效果的模拟预测,协助设计人员调整和优化通风运行模式.通过对长大区间的两类事故工况——"阻塞"与"火灾"、两类行车状态——"1列车"与"2列车"进行多种组合,完成对闭式系统长大区间的全工况事故通风运行模式设计,并利用Stess模拟程序进行验证,最终为各工况分别制定出较为合理的事故通风运行方案.

摘要： 核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生后进入到环境中,核电厂氚产生量大且三废系统无法对氚进行处理,大量的氚通过不同途径排放到环境中,对环境和公众造成辐射影响.本文通过调研分析国内外核电厂事故工况时氚释放的形式以及氚引起的事故后果评价方法,提出适用于国内核电厂氚排放事故后果评价方法.核电厂氚排放事故后果评价方法中考虑氚释放到环境中以2种化学形态(HT)和(HTO)存在，最终以HTO的形式进入植物体。国内目前没有通用的氚排放事故后果评价计算程序，一般基于IAEA相关报告构建氚在环境中的迁移转化模型及公众辐射剂量评价模型。国外使用较多的是UFOTRI氚事故后果评价程序进行核电厂氚排放事故后果评价。

摘要： 聚变核安全是聚变能发展的生命线,聚变堆事故工况下的氚环境影响是聚变核安全的关键课题之一,也是公众关注的关键问题.本文基于TAS(tritium analysis program for fusion system)的聚变氚环境安全模块,对聚变堆不同事故工况时在极限环境参数下的氚环境影响进行分析,在时间尺度上评估了公众的氚剂量来源,并分析了不同摄入途径造成的剂量在总剂量中占据的比例.研究结果表明:1g HT/HTO事故释放后,人体通过植食性和肉食性氚摄入剂量最大,再蒸发呼吸部分次之,一次弥散呼吸部分最少.因此聚变堆事故工况下,应避免含氚饮食摄入;此外,根据公众所受总剂量和ITER标准限值对聚变堆不同事故工况下氚释放源项进行了反演分析,从分析结果来看,聚变堆氚系统设计应尽量提高HTO净化率,控制HTO的环境释放.本文通过此方面内容的系统阐述,可为聚变堆氚系统设计提供技术参考,并为聚变堆事故工况下的核应急提供一定的依据.

摘要： 海南地区具有多台风,甚至出现超强台风的天气特点.核电厂一旦遭遇台风,有可能会出现由于全厂失电和洪水淹没厂房同时出现而导致的类似日本“福岛核事故”的严重事件.海南核电的福岛后改进项包括一回路应急补水、二回路应急补水、外部防水淹和移动电源等措施.针对这些改进项,分别探讨了在机组建造调试阶段,正常运行阶段,以及事故工况下的监督方法.通过对多台风背景下的福岛后改进项监督方法的探讨,期望找出能够更好地应对由于台风天气造成的核电厂事故工况的方法.

摘要： 本文基于SGTR事件的运行经验及不同材料传热管的可能降级机理，结合电厂设计分析AP1000 SGTR始发事件频率取值，表明其较原模型用值低得多。同时，分析事故工况下高压差引起的继发SGTR事件的影响，表明其对AP1000核电厂风险的贡献不重要。

摘要： 采用有限元方法，计算分析了电站200MW汽轮机中压主汽阀阀壳在冷启、停机、强热启动、极热启动以及事故等工况下的温度场和应力场，得出了阀壳裂纹区各工况下温度场和应力场的变化规律，提出了内壁裂纹区的周向应力是疲劳寿命计算的主要参考量。绘制关键节点周向应力块谱图，应用局部应力应变法估算阀壳的低周疲劳寿命，并将计算结果与阀壳失效调查统计结果进行了比较。研究表明：计算的周向应力极值区与实际调查发现的裂纹萌生区相吻合，进一步预测的裂纹萌生寿命与实际调查统计结果也基本相符；事故工况为裂纹萌生的主导因素，其导致的疲劳损伤比达到12.5。

摘要： 全高封闭型站台门通风空调系统制式的车站一般采用双活塞风道系统,即在车站两端对应于上、下行隧道分别设置1条活塞风道,该方式有利于区间隧道的通风和冷却;对于部分位于城市中心区的车站,设置双活塞风道特别困难,甚至有的根本没有条件设置活塞风道,在该情况下将活塞风道设置于区间内,可在满足区间隧道通风系统要求的前提下,解决风道设置困难的问题.以石家庄市某地铁换乘车站为例,对比了2种不同的方案,分析了单端活塞风道设置在区间内的可行性,采用STESS软件进行模拟验证,分别验证了几种不同的事故运行模式,并结合区间人员新风量分析,找出了最优的系统方案,并进行了远期区间隧道温度模拟.

摘要： 全高封闭型站台门通风空调系统制式的车站一般采用双活塞风道系统,即在车站两端对应于上、下行隧道分别设置1条活塞风道,该方式有利于区间隧道的通风和冷却;对于部分位于城市中心区的车站,设置双活塞风道特别困难,甚至有的根本没有条件设置活塞风道,在该情况下将活塞风道设置于区间内,可在满足区间隧道通风系统要求的前提下,解决风道设置困难的问题.以石家庄市某地铁换乘车站为例,对比了2种不同的方案,分析了单端活塞风道设置在区间内的可行性,采用STESS软件进行模拟验证,分别验证了几种不同的事故运行模式,并结合区间人员新风量分析,找出了最优的系统方案,并进行了远期区间隧道温度模拟.

摘要： 本发明涉及车辆主动安全领域，公开了一种多车排队等候工况防追尾事故损失的车间距控制方法。控制方法包括如下步骤：采集数据；计算临界距离；判断本车所在场景的类别，并对本车进行恰当的控制。其中，本车所在场景的类别包括无危险、可以完全避撞、可以避免连续追尾、无法避免连续追尾，控制方法分别为不进行控制、前进指定距离、前进指定距离后全力制动、在当前位置全力制动。本发明视追尾事故中的前车为本车，应用于排队等候场景，可以在本车不倒驶的情况下，尽可能减少车队的受损车辆，并在此基础上尽可能减少本车的受损情况。

摘要： 本发明涉及核电站事故工况下进入和退出数字化事故规程的方法，其中，进入事故规程的方法包括：A.接收事故规程进入指令；B.进入事故规程；C.触发第二报警信号；退出事故规程的方法包括：D.接收来自手动按钮的事故规程的退出指令；E.退出事故规程；F.关闭第二报警信号。实施本发明的技术方案，当进入数字化事故规程时，能自动触发相应的报警信号，提示操纵员当前已处于事故规程，避免了失误的发生，从而提高了电站事故处理能力和安全水平。

摘要： 本发明涉及核电站事故工况下进入和退出数字化事故规程的方法，其中，进入事故规程的方法包括：A.接收事故规程进入指令；B.进入事故规程；C.触发第二报警信号；退出事故规程的方法包括：D.接收来自手动按钮的事故规程的退出指令；E.退出事故规程；F.关闭第二报警信号。实施本发明的技术方案，当进入数字化事故规程时，能自动触发相应的报警信号，提示操纵员当前已处于事故规程，避免了失误的发生，从而提高了电站事故处理能力和安全水平。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法，步骤如下：1.建立包含β‑Zr，α‑Zr(O)和ZrO2的包壳几何结构；2.建立计算模型的控制方程，包括氧原子扩散方程、锆原子守恒方程和导热方程；3.建立相界面的迁移方程；4.设置相界面处的边界条件；5.对包壳几何划分网格，离散控制方程，通过迭代求解获得下一个时刻收敛的温度场、氧原子浓度场、锆原子浓度场和变形速度场；6.计算在此次时间步长内相界面的位移，更新包壳的几何结构；7.若计算时间大于终止时间，则结束计算，否则对更新后的包壳几何划分网格，并执行步骤5～7。本发明可分析核反应堆事故工况下包壳的复杂氧化行为，对核反应堆安全分析具有重要意义。

摘要： 本发明公开了属于核工业材料技术领域的一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估模型。该模型是通过分析大破口事故LOCA的再淹没阶段时多层碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的传热行为，并引入发生LOCA时的包壳氧化因素，得到内外压差、径向温度梯度和辐照肿胀引起的应力分布，进而运用Weibull断裂理论计算出在碳化硅复合材料伪塑性下的包壳失效概率；本发明不但考虑了传热系数的变化，涉及的变量因素更加全面；还引入了事故时碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的氧化反应和碳化硅复合材料伪塑性对失效概率的影响。本发明可评估核反应堆在事故阶段的包壳完整性，保证核反应堆的安全。所得的失效概率数据对安全评估更具有参考价值。

摘要： 本发明具体涉及一种核电厂事故工况用应急补水装置，包括移动式取水装置和移动式输水装置；所述水源与移动式取水装置的入水口连接，所述移动式取水装置的出水口与移动式输水装置的入水口连接，所述移动式输水装置的出水口与移动式补水车的入水口连接，所述移动式补水车的出水口与应急补水点连接；所述移动式输水装置为挂车平台，事故情况下牵引移动式取水装置移动。本发明的核电厂事故工况用应急补水装置，在核电厂发生严重事故的情况下，可以远距离向一回路、二回路以及乏燃料水池持续稳定供水，从而带走堆芯热量，进一步提高了核电厂应对严重事故的能力和核安全水平。

摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站模拟事故工况的升温组件，升温组件包括加热棒和包壳管，加热棒包括薄壁管、第一加长部和第二加长部，第一加长部和第二加长部分别与薄壁管两端相连，包壳管套设加热棒并与加热棒紧密贴合，包壳管与加热棒均与电源相连以实现同步加热。薄壁管的横截面积小，发热电阻高，发热效率高，力学性能较好，在高温条件下不容易烧断。本发明公开的升温组件能够在短时间内实现快速升温，能够达到反应性引入事故的温升速率条件，进而能够满足包壳材料在事故工况下的服役性能试验需求。

摘要： 本发明提出一种模拟失水事故工况的高温电加热元件，所述模拟失水事故工况的高温电加热元件包括：包壳管、耐高温管、电加热棒、绝缘导热层、第一密封件、第二密封件、充压导管和加载件，耐高温管设在包壳管内，且包壳管的内周面与耐高温管的外周面之间限定出充压腔，电加热棒的至少部分设在耐高温管内，绝缘导热层设在耐高温管内且包围电加热棒，包壳管的一端设在第一密封腔内且与第一密封件密封连接，包壳管的另一端设在第二密封腔内且与第二密封件密封连接，充压腔连通第一密封腔和第二密封腔，充压导管与第二密封件密封连接且与第二密封腔连通，加载件与第二密封件相连，本发明的模拟失水事故工况的高温电加热元件具有试验效果好的优点。

摘要： 本发明公开了一种核电厂机组事故工况监测方法和系统，该方法包括：采集与典型事故工况相关的事故工况特征参数、机组重要安全信号和专设安全设施状态；对事故工况特征参数进行分析处理，筛选出不在预设阈值范围内的异常特征参数；利用多个逻辑计算单元对各种典型事故工况进行并行诊断；在机组事故工况自动诊断画面上显示出全部典型事故工况的诊断结果。本发明实时监测事故工况特征参数、机组重要参数信号及专设安全设施状态，自动并行诊断机组各个始发事故或叠加事故，并通过人机交互界面予以显示，辅助操纵员对机组事故工况进行判断和处理。

摘要： 本实用新型涉及核电事故工况的液位测量技术领域，尤其涉及一种核电事故工况的雷达液位计射频线缆接头防护装置。现场测量组件同轴线缆座上设置有同轴线缆接头座，同轴线缆接头座和同轴线缆接头对接，同轴线缆接头上套有同轴线缆防护壳和同轴线缆防护帽，同轴线缆防护帽与同轴线缆防护壳之间设置有楔形密封圈，同轴线缆防护壳与现场测量组件同轴线缆座通过螺纹连接，同轴线缆防护壳和同轴线缆防护帽通过螺纹连接。具有使得事故工况下的高温高压的水汽不会对射频线缆接头造成影响，保证同轴线缆传输可靠性的优点。