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压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究
计算模型 第3代压水堆 源项 冷却剂丧失事故
2021/2/26
根据压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核...
冷却剂喷放过程是失水事故(LOCA)的重要过程之一,研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程有着重要意义。本文利用FLUNET软件建立冷却剂喷放数值计算模型,并对其进行验证。利用模型研究喷口直径、喷放距离和喷放压力等喷放参数对计算域内流场温度、液滴速度和蒸汽流速等特性的影响。研究结果表明:喷口直径的提高使得喷放参数均有提高;随喷放距离的增大,流场温度和液滴速度...
船用核动力设备LOCA鉴定曲线
船用核动力 LOCA 鉴定曲线
2018/3/28
LOCA(冷却剂丧失事故)鉴定曲线是LOCA试验的核心,要同时考虑各种失水事故的温度压力峰值和鉴定试验的可行性;介绍了LOCA鉴定装置及LOCA鉴定曲线,分析了建立适合船用核动力设备的LOCA鉴定曲线的必要性,通过模拟船用核反应堆多种破口失水事故,分析了LOCA事故后堆舱温度压力变化情况,在此基础上建立了合理的LOCA鉴定曲线;该曲线具有合适的包络性和经济性,为今后的鉴定试验打下基础。
Regulatory Scenario for the Acceptance of Uncertainty Analysis Methodologies for the LB-LOCA and the Brazilian Approach
LB-LOCA Brazilian Approach
2009/9/3
The task of regulatory body staff reviewing and assessing a realistic large break loss-of-coolant accident evaluation model is discussed, facing the actual regulatory licensing environment related to ...
An Overview of Westinghouse Realistic Large Break LOCA Evaluation Model
Westinghouse Realistic LOCA Evaluation Model
2009/9/3
Since the 1988 amendment of the 10 CFR 50.46 rule in 1988, Westinghouse has been developing and applying realistic or best-estimate methods to perform LOCA safety analyses. A realistic analysis requir...