2) Gravity degree of accident
事故后果严重度
3) accident severity rate
事故严重程度率
4) severe accident
严重事故
1.
Countermeasures of Severe Accident in PWR;
压水堆核电厂严重事故对策
2.
Study on steam generator TLFW-induced severe accident of pressurized water reactor(PWR);
蒸汽发生器完全丧失给水引发的压水堆严重事故研究
3.
Aimed at a special situation of a research reactor with high power to be constructed in the suburb of a big city,the acceptance criteria on the radiological consequences of severe accidents in China Advanced Research Reactor(CARR) were put forward.
针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况,提出了中国先进研究堆(CARR)严重事故辐射后果的验收准则。
5) contingency severity
事故严重性
1.
A simple judging method of contingency severity in different positions of power lines;
线路不同位置发生事故严重性的简易判断方法
6) severity of traffic accident
交通事故严重程度
1.
In order to analyze the factors that affect the severity of traffic accidents,the cumulative Logistic model has been established on the basis of investigating the data about the traffic accident at unsignalized three-phase intersection in the peripheral area around Beijing.
为了分析交叉口交通事故严重程度的影响因素,在对北京周边无信号三路交叉口交通事故数据调查的基础上,建立的累积Logistic模型,可为我国交叉口严重交通事故的预防提供科学依据。
补充资料：核电厂严重事故
核电厂严重事故
severe accident of nuclear power plants
hed一onehong yonzhong sh一gu核电厂严孟事故(severe aeeident of nuelearpower plants)指核电厂反应堆堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染及人身伤亡，产生巨大损失的事故。 现有核电厂基于纵深防御原则，设t了多道屏障及专设安全设施，采取了严格质t管理和操纵员选拔培训制度，同时，核电厂选址也有严格要求，因而核电厂抵御外来灾害和内部事件的能力很强.只有在连续发生多重故障及操作失误，才会导致严重事故.相对于只考虑单一故障为特征的核电厂设计基准事故，严重事故又称为超设计基准事故。 严重事故的发生概率虽然低，但并不是不可能发生的。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂积累约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故(见三里岛核电厂事故、切尔诺贝利核电厂事故)，发生概率达到sxlo~‘/(堆·年)。这说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全.因此，认真研究严重事故，采取对策来防止严重事故的发生和缓解严重事故的后果十分必要。 严重事故的初因李件研究分析发现，导致堆芯严重损坏的假设始发事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。归纳起来，共同的主要假设始发事件大致是:①失水事故后失去应急堆芯冷却;②失水事故后失去再循环;③全厂断电后未能及时恢复供电.④一回路与其他系统结合部的失水事故;⑤蒸汽发生器传热管破裂后减压失败，⑧失去公用水或失去设备冷却水。假设始发事件中如考虑外部事件，还应加上地展和火灾。假设始发事件分析表明，可能导致堆芯严重损坏的主要假设始发事件不很多，因此，便于进一步考虑设计改进或事故预防。 严t事故的物理过程堆芯熔化导致大t放射性释放的过程可以分为两种不同的类型，即高压熔化过程和低压熔化过程。低压熔化过程以主系统冷却剂丧失为特征，若应急堆芯冷却系统失效，由于冷却剂不断丧失，造成元件裸璐升温，错包壳与水燕气发生化学反应放出热t与氢气，堆芯水量进一步减少后，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出C02、CO、HZ等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。高压熔化过程一般以失去二次侧热阱为先导事件。主系统在失去热阱后升温升压，直至到达稳压器释放阀开启的整定值后，阀自动开启排汽。如二次侧不能恢复热阱，一次侧又失去强迫注水能力，则释放阀会持续启闭循环，使反应堆冷却剂不断丧失，堆芯在较高压力下开始裸礴，随后开始熔化。
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参考词条