导读:本文包含了事故工况论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:事故,工况,破口,燃耗,燃气,在线,溶质。
事故工况论文文献综述
焦文玲,任乐梅,唐胜楠,姜赛赛,刘天杰[1]（2019）在《城镇燃气管网事故工况及失效评价研究》一文中研究指出为了掌握整个高中压管网在事故发生后的水力工况,为后期管网事故评估以及管网调度做好基础,本文提出了一种利用遗传算法求解管网事故工况的水力计算模型,以此得到事故发生后各节点实际流量,以及此时整个管网的压力分布,用来分析管网事故的影响范围和程度;并提出了节点流量保证率的表达式,用于分析事故的影响程度,指导管网的调度决策;同时,为了更好的对事故管网做出评估,本文采用综合评价法建立管网在某个气源事故下的失效程度评价模型,并根据失效程度做出相应的性能分数表,更直观的对管网事故的影响进行综合评估。通过算例分析,验证了水力模型以及管网综合评价模型的正确性,为管网事故工况后的调度决策提供了理论依据。(本文来源于《中国燃气运营与安全研讨会（第十届）暨中国土木工程学会燃气分会2019年学术年会论文集（上册）》期刊2019-08-28）
李超,梅晓好,李德睿[2]（2019）在《CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析》一文中研究指出CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。(本文来源于《核科学与工程》期刊2019年04期）
王宏庆,唐敏,唐月明,马韦刚,郑华[3]（2019）在《核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制》一文中研究指出研究解决了电化学测氢气浓度传感器中电极涂覆、结构设计等关键技术问题,设计制造了严重事故工况下氢气浓度在线监测装置样机,开展了不同压力、温度、氢气浓度条件下测试试验,正常工况下的性能测试试验和环境适应性试验。结果表明研制的氢气浓度监测装置具有选择性强、能实现在线监测、响应时间快、测量范围宽、测量精度高等特点,可用于我国的"华龙一号"(HPR1000)和大型先进压水堆(CAP1400)核电厂严重事故工况下氢气浓度在线监测。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年04期）
范华彬,何晓军[4]（2019）在《高燃耗燃料棒在失水事故工况下的行为研究》一文中研究指出自从1974年应急堆芯冷却安全验收准则——ECCS准则发布以来,燃料设计以及核反应堆的运行状态都发生了巨大的变化,包括新的燃料和包壳尺寸、新型的包壳合金材料、更高的燃耗和更长的换料周期。这些变化改变了反应堆内的工作环境,影响将来的反应堆设计。设计的试验表明,失水事故工况下,高燃耗燃料棒在远低于安全准则的规定值下发生破裂,性能分析程序Fraptran-1. 5的模拟结果与试验结果一致。未来需要更多的试验数据,为ECCS安全准则的修订提供参考。(本文来源于《应用能源技术》期刊2019年05期）
程刚,郭全全,周耀,马英,蔡利建[5]（2019）在《乏燃料容器坠落事故工况下核燃料厂房的安全性分析》一文中研究指出根据核电厂的工艺布置,设计时需要考虑乏燃料容器可能发生的坠落事故对厂房结构的影响。为保证厂房整体结构和乏燃料水池的安全,在乏燃料容器可能的坠落位置铺设一定厚度的蒸压加气混凝土(AAC)砌体作为减振层是一种有效的防护措施。应用ANSYS/LS-DYNA对落锤冲击试验进行了有限元模拟,标定了AAC的材料模型参数,进而建立厂房的实体-分层壳有限元模型,模拟了乏燃料容器坠落对厂房整体结构的冲击动力响应,并从混凝土主应变、乏燃料水池跨中挠度以及楼层反应谱叁个方面进行了安全性分析。结果表明:乏燃料容器坠落时,5 m厚度的AAC砌体能很好地吸收冲击能量,保证厂房整体结构的安全,坠落冲击处楼板和侧墙出现局部损伤,临近的乏燃料水池应力水平很低,但在部分频段楼层反应谱超出设备的设计输入值,需对设备作进一步验算。(本文来源于《振动与冲击》期刊2019年06期）
周轩,袁言言,王漠[6]（2019）在《基于仿真数据的核电厂事故工况预测研究》一文中研究指出基于核电站对安全运行的要求,在当前流行的数据挖掘方法指导下,采用模拟机各种运行工况的仿真数据作为输入,利用机器算法训练得到一套模型,可用于对核电站在线运行数据的分类,从而预测核电厂事故工况,降低核电站发生事故的概率。(本文来源于《工业控制计算机》期刊2019年03期）
田晓瑞[7]（2019）在《典型事故工况下快堆堆芯热工性能研究》一文中研究指出钠冷快堆具有闭式循环、能源利用率高等特点,是具有较好应用前景的第四代核反应堆系统。核能利用中,当发生核事故时,所泄漏出的放射性核素会对一定区域内的人员、环境造成较大的影响;在另一方面,在世界上的叁次较大的核事故,使得人们“谈核色变”。因此,核反应堆的安全,准确说是核反应堆堆芯的安全,是现今核能利用的首要研究目标,是未来核能良好发展的重要保证。对堆芯温度及堆芯损伤状态而建立预测标准,是核反应堆安全研究的关键。在现有研究方法中,由于堆芯内部的高温以及极高放射性,无法直接对堆芯进行测量判断其是否出现可能的事故。堆芯损伤评价主要预测包括以下两点:(1)通过堆芯出口区域的热电偶反馈堆芯内部的温度分布;(2)通过一回路中缓发中子的浓度变化反馈堆芯是否发生破损。选取了中国示范快堆为研究目标,该反应堆采用池式结构设计。本课题中采用计算流体力学Fluent软件,分析了不同失流事故工况下堆芯出口区域热电偶的温度分布;同时,研究堆芯流出的缓发中子先驱核在钠池中的分布。通过分析额定工况、失去厂外电不能紧急停堆、失去厂外电能紧急停堆和全厂断电自然循环等几大类工况。得到了堆芯出口区域处的温度分布,同时重点研究了温度测点位置的温度分布。研究发现,质量流量对温度测点精确性以及有效性影响较大,同时在高质量流量工况下,高温组件会在一定高度形成高温带。在高温组件上方布置温度测点能较为有效的反馈温度的变化。低质量流量条件下,受湍流搅浑的影响,测点反馈效果下降,将增大温度分布不确定性。分析了温度测点的有效性,对测点布置优化提供了参考。同时,对整个热钠池进行了二分之一区域建模,分析了整个钠池区域的冷却剂流动趋势。分析了不同工况下、不同位置所泄漏的缓发中子先驱核从堆芯到中间热交换器位置的缓发中子探测器的流动趋势。研究发现,燃料组件的位置分布对探测所需时间影响较大,接近屏蔽柱围筒的组件发生泄漏时能较快的探测到,而探测到中心内部位置破损的时间远远大于外部位置。中子屏蔽柱的设计对流场以及温度场均有较大影响,原有采用多孔介质方法的模拟主要部件的方法与实际建模具有较大误差,在硬件条件允许下,更应该采用实体建模的模拟方法。得到不同时间流到中间热交换器位置的时间趋势,为缓发中子反馈提出的参考。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2019-03-01）
王馨艺,王淼,冯瑶,张宗杰[8]（2019）在《基于事故工况下的天然气干线管道供气可靠性评价》一文中研究指出天然气干线管道向着大流量、高压力的趋势不断发展,对供气管道系统的安全、可靠运行提出了更高要求。借鉴巴西国家石油公司与挪威船级社天然气管网的供气可靠性评价方法,建立了基于事故工况下天然气干线管道的供气可靠性评价方法。利用工艺计算软件TGNET模拟事故工况,建立供气极限状态函数值的样本集;通过MATLAB编程进行抽样,确定样本服从的概率分布模型;结合天然气供应等级划分标准,求得天然气干线管道的供气可靠度。通过具体算例,验证了该方法的可行性,可为今后深入研究中国天然气管道系统可靠性提供指导。(图6,表2,参23)(本文来源于《油气储运》期刊2019年04期）
王丽娟[9]（2018）在《污水处理厂事故工况对地下水环境影响分析》一文中研究指出本文以淮北平原某县城污水处理厂事故工况为研究背景,通过分析所在区域的水文地质条件,对污染物在地下水中运移进行研究,建立污染物溶质运移模型,预测污染源对地下水造成的影响。(本文来源于《江淮水利科技》期刊2018年06期）
钱立波,余红星,孙玉发,陈伟,申亚欧[10]（2019）在《大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究》一文中研究指出与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO_2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO_2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO_2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO_2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2～3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年07期）
事故工况论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
事故工况论文参考文献
[1].焦文玲,任乐梅,唐胜楠,姜赛赛,刘天杰.城镇燃气管网事故工况及失效评价研究[C].中国燃气运营与安全研讨会（第十届）暨中国土木工程学会燃气分会2019年学术年会论文集（上册）.2019
[2].李超,梅晓好,李德睿.CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析[J].核科学与工程.2019
[3].王宏庆,唐敏,唐月明,马韦刚,郑华.核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制[J].核动力工程.2019
[4].范华彬,何晓军.高燃耗燃料棒在失水事故工况下的行为研究[J].应用能源技术.2019
[5].程刚,郭全全,周耀,马英,蔡利建.乏燃料容器坠落事故工况下核燃料厂房的安全性分析[J].振动与冲击.2019
[6].周轩,袁言言,王漠.基于仿真数据的核电厂事故工况预测研究[J].工业控制计算机.2019
[7].田晓瑞.典型事故工况下快堆堆芯热工性能研究[D].华北电力大学(北京).2019
[8].王馨艺,王淼,冯瑶,张宗杰.基于事故工况下的天然气干线管道供气可靠性评价[J].油气储运.2019
[9].王丽娟.污水处理厂事故工况对地下水环境影响分析[J].江淮水利科技.2018
[10].钱立波,余红星,孙玉发,陈伟,申亚欧.大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究[J].原子能科学技术.2019
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