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21.
22.
国家核应急管理信息系统概念设计 总被引:1,自引:1,他引:1
总结了一些国家的应急管理信息系统的结构特点,并结合我国实际情况,提出了我国的国家核应急管理信息系统的概念设计方案。提出的系统应具有以下4个基本特征:①直观的基于地理信息系统的显示与信息查询界面;②与核事故后果评价软件共享数据和结果:③包含完备的数据库;④能够通过网络接收数据,并能实时通过网络发布应急响应信息和指令。 相似文献
23.
以灰色系统理论为基础,将GM(1,h)模型应用于叠层材料变参数振动钻削过程的仿真,运用灰关联度分析方法研究了叠层材料振动钻削过程中的振动频率、振幅、进给量等输入参数对工艺效果的影响,获得了钻削效果影响因素的显著性次序。理论分析和实验结果表明,用GM(1,h)模型进行仿真,建模方便、计算简单。为叠层材料振动钻削研究提供了新的方法和途径。 相似文献
24.
事故预测模型的建立与应用 总被引:3,自引:2,他引:3
阐述了事故发生的时序随机平稳性,采用最小二乘法进行相关分析,建立了事故频数与年序数之间的回归预测模型,应用事故预测模型,对某单位15年事故进行了相关分析与计算,预测了未来年度该单位可能发生的事故频数,及其预测区间.对该事故预测模型的应用进行了简单的说明. 相似文献
25.
对中性点不接地系统中环氧树脂浇注绝缘的干式电压互感器在运行中常出现高压熔断器熔丝熔断及互感器烧毁事故进行分析,并采用加装消谐器杜绝事故发生。 相似文献
26.
通过一个工程实例,介绍了用压力灌浆对桩底沉渣过厚的钻孔灌注桩进行补强施工的方法,通过处理,提高了桩的承载力,达到了补强目的。 相似文献
27.
28.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(5):441-455
A theoretical and experimental study was conducted to understand two-phase flow discharged from a stratified two-phase region through a small break. This problem is important for an analysis of a small break loss-of-coolant accident (LOCA) in a light water reactor (LWR). The present theoretical results show that a break quality is a function of h/hb , where h is the elevation difference between a bulk water level in the upstream region and the break and b the suffix for entrainment initiation. This result is consistent with existing experimental results in literature. An air-water experiment was also conducted changing a break orientation as an experimental parameter to develop and assess the model. Comparisons between the model and the experimental results show that the present model can satisfactorily predict the flow rate and the quality at the break without using any adjusting constant when liquid entrainment occurs in a stratified two-phase region. When gas entrainment occurs, the experimental data are correlated well by using a single empirical constant. 相似文献
29.
稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。 相似文献
30.
使用MECLOR1-8.6程序对严重事故实验Phebus FPT3进行了模拟分析。通过建模计算,得到了严重事故过程中燃料棒的行为,氢气的产生,裂变产物的释放、迁移和沉降及安全壳的热工水力响应等相关数据。计算值与实验值的对比分析表明,燃料棒的行为、氢气产生的时间和趋势及安全壳的热工水力响应与实验值吻合良好。由于相应程序模型的限制,最终产氢的总量及裂变产物相关的计算值与实验值有所不同。其中,计算的氢气总量较实验值偏小,计算的裂变产物释放量和在安全壳中的沉降量大多较实验值稍高。此外,还利用快速傅里叶变换方法(FFTBM)对整个建模计算进行了详细的定量化评估。 相似文献