| 中文名稱 | 設計基準事故 |
| 英文名稱 | design basis accident |
| 定 義 | 根據確定的設計準則，在設計中採取了針對性措施的一組有代表性的事故，並且該類事故中燃料的損壞和放射性物質的釋放保持在管理限值以內。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
| 中文名稱 | 設計基準事故 |
| 英文名稱 | design basis accident |
| 定 義 | 根據確定的設計準則，在設計中採取了針對性措施的一組有代表性的事故，並且該類事故中燃料的損壞和放射性物質的釋放保持在管理限值以內。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
為核電廠按確定的設計準則在設計中採取了針對性措施的那些事故工況。這是一組有代表性的、能衝擊核電廠安全並經有關規章確定下來的事故的集合。按照這一組事故,對...
中文名稱 設計基準事故 英文名稱 design basis accident 定義 根據確定的設計準則,在設計中採取了針對性措施的一組有代表性的事故,並且該類事故中燃料的損壞和...
相對於只考慮單一故障為特徵的核電廠設計基準事故,嚴重事故又稱為超設計基準事故。嚴重事故的發生機率雖然低,但並不是不可能發生的。如果計算到1986年車諾比...
核電廠事故工況和嚴重事故兩類狀態的統稱。核電廠狀態分為運行狀態和事故狀態兩大類。事故狀態又分為事故工況(設計基準事故,包括稀有事故和極限事故)和嚴重事故。 ...
《核電廠事故分析》主要內容為核電廠設計基準事故分析的基本知識和典型事故的分析方法和案例,其中包括各個事故的過程特點,事故緩解手段和對操縱人員的要求等。在分析...
為在設計基準事故下核電廠安全系統都能執行其安全功能而在設計中必須滿足的設計準則。包括單一故障準則、冗餘性準則、多樣性準則、故障安全準則和可靠性準則等。 套用...
中文名稱 事故工況 英文名稱 accident state 定義 比預計運行事件更嚴重的工況。包括設計基準事故和嚴重事故。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上...
KHNP表示,新開發的“超設計基準事故”模擬機能實現反應堆的快速、準確回響,包括在嚴重事故時提供給操縱員熔毀燃料的數量及反應堆內部壓力和濕度參數。KHNP公司安全、...
《大亞灣核電站事故規程解讀》在保留獨立成篇的基礎上,統一了格式,糾正了原文中...第十一章超設計基準事故11.1餘熱排出系統未連通時冷源完全喪失11.1.1指導原則...
核電廠失去兩路外電源、失去廠內電源、加上兩台柴油發電機啟動失效形成的事故,或...屬於發生頻率較高的超設計基準事故。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科)...
4.5設計基準事故下安全殼回響分析第五章機率安全評價5.1概述5.2基本分析方法5.2.1事件樹分析5.2.2功能分析5.2.3故障樹分析5.2.4可靠性數據...
反應堆安全,包括反應堆安全基本原則、安全功能,設計基準事故分析,嚴重事故(即超設計基準事故)對策,機率安全評價等內容。...
其定義為:核電廠按確定的設計準則在設計中採取了針對性措施的那些事故工況,設計基準事故包括稀有事故和極限事故兩類事故工況,在核電廠設計中,對於一系列的運行事件,...
(EOP)、監督試驗規程(STP)、72 h後運行規程(72H)和嚴重事故管理導則(SAMG)...操作以確保核電廠穩定、安全運行,整個運行規程體系與核電廠設計基準、縱深防禦考慮...
反應堆安全,包括反應堆安全基本原則、安全功能,設計基準事故分析,嚴重事故(即超設計基準事故)對策,機率安全評價等內容。與此相關的問題稱為反應堆安全問題。...
為保證它們可靠運行,設計時都要有很高的可靠性要求。第四層次是對事故的處理措施,特別是對超過設計基準事故以外的嚴重事故,也應考慮一些附加措施,以減輕事故後果。...
事故環境條件下的質量鑑定在模擬的設計基準事故和事故後的環境條件和設備帶電狀態下對老化過的設備進行質量鑑定。所採用的環境條件通常包括輻射、溫度、壓力、蒸汽和...
核電廠核安全基礎是俞爾俊所著的一本書,由原子能出版社出版,《核電廠核安全基礎》以壓水堆核電廠為研究對象,主要介紹了核反應堆安全基本概念和各類設計基準事故。...
超設計基準事故處理規程,法國核電廠往往把它們稱為H規程(H是法語辭彙超設計基準的第一個字母)。這些規程處理的事故包括:熱阱全部喪失、全廠失電、蒸器發生器失去...
(4)第四層次的防禦目的是應付已經超出設計基準事故的嚴重事故,並保證放射性後果在合理可行儘量低的水平。這個層次最重要的安全目標是保護包容功能。通過減輕所選定的...
三是如果偏差未能及時糾正,發生設計基準事故時,自動啟用電廠安全系統和保護系統,組織應急運行,防止事故惡化。四是如果事故未能得到有效控制,啟動事故處理規程,實施事故...
(2) PSA的分析對象不局限於設計基準事故,而是對所有事件及其可能進程進行全面的分析。PSA並不認為設計基準事故對核電廠的風險貢獻就一定高於其他事件。 (3) PSA在...
第一篇是壓水堆安全分析,在介紹核反應堆安全基本原則、安全功能基礎上,用確定論安全評價法,對壓水堆各類設計基準事故進行分析,介紹了事故計算的建模和典型計算程式...
LOCA事故冷卻劑喪失事故(LOCA),是輕水堆核電廠最重要的設計基準事故(DBA)之一。發生 LOCA,即意味著堆芯內冷卻條件惡化,堆芯內積蓄的大量熱量和裂變產物的衰變熱...
在中國核行業標準EJ/T317—1998中以確定論方式對潛在照射推薦如下規定:①在設計基準事故情況下,確保允許進入控制區並進行必要操作的工作人員中的任何個人在操作期間...
它用乾空氣對安全殼充壓來模擬設計基準事故狀態下的安全殼峰值壓力,也即安全殼的設計壓力(以大亞灣核電廠為例,該值為表壓0.42 MPa)。安全殼強度試驗是和A類密封...
它用乾空氣對安全殼充壓來模擬設計基準事故狀態下的安全殼峰值壓力,也即安全殼的設計壓力(以大亞灣核電廠為例,該值為表壓0.42MPa)。安全殼強度試驗是和A類密封...