1) design basis accident
设计基本事故
2) Beyond design basis accident
超设计基准事故
1.
Taking marine nuclear power plant (MNPP) as an object for research, the concept of beyond design basis accident (BDBA) is defined, the physics process of BDBA.
以船用核动力装置(MNPP)为对象,定义了超设计基准事故(BDBA)的概念,介绍了BDBA的物理过程,提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方法。
2.
For conducting accident management for beyond design basis accidents,this article thinks that the accident management program should be developed and implemented to ensure that the plant and its personnel with responsibilities for accident management are adequately prepared to take effective on-site actions to prevent or mitigate the consequences of severe accident.
本文认为,为了在超设计基准事故发展过程中进行事故管理,应制定和实施核电厂事故管理大纲,使事故管理所需要的所有物项都处在备用状态,以便需要时进行有效地事故管理。
3) Design basis accident
设计基准事故
1.
Design basis accident hydraulics load analyses, which are the basis of system and device dynamics analyses of nuclear power station, are very important and necessary for the design of device and system of nuclear power plant project.
在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件。
4) design basis depressurization accident
设计基准卸压事故
5) design basis external man-induced events
设计基准外部人为事故
6) basic design
基本设计
1.
Research on the basic design method to recyclable engineering machinery
可回收的工程机械基本设计方法研究
2.
The basic design of 10,000 TEU and 12,500 TE U containers, the choice of propulsive modes and existing problems of super larg e containers are introduced in the paper.
介绍 100 0 0TEU和 12 5 0 0TEU超大型集装箱船的基本设计 ,超大型集装箱船推进方式的选用和存在问题。
3.
Some technical questions and basic design ideas during the general layout detail design for CFD11-1/2 oil project stage I wellhead platforms (WGPA/WHPA)is introduced in this paper.
简要介绍了CFD11-1／2油田I期井口平台(WGPA、WHPA)总体详细设计过程中遇到的技术问题及基本设计思路。
补充资料：核电厂设计基准事故
核电厂设计基准事故
design basis accident
其他国家确定的设计基准事故与之相比，有一些事故的增减，也有一些工况划分上的不同，但相差不大。 在过去，特别是在三里岛核电厂事故之前，在事故分析上，几乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上，把这一李故等同为设计基准事故或最大可信事故，认为这一事故代表了对核电厂最严重的考验，如能经受这一事故，也就能经受其他一切事故。这种做法是片面的。 设计基准事故的内容还在继续发展。概率安全分析方法的应用.为设计墓准事故的选择与分类提供了科学的手段，严重事故研究指出了设计基准事故作为评价标准的不足.目前，有些国家已尝试把一些发生频率较高的多重故降导致的事故也列人安全分析报告中必须分析的事故清单之中. 设计荃准事故中，有一些极限事故，因其物理过程有特点，可作为核电厂事故的典型例子。这些事故是，主燕汽管道破裂事故、主给水管道破裂事故、反应堆冷却剂泵泵轴卡死或泵轴断裂、控制棒弹出事故、落汽发生器传热管破裂事故、大破口失水事故、小破口失水事故、未能停堆的预期运行瞬变. 主燕汽管道破裂事故主蒸汽管道发生破裂后，与破损管道相连接的燕汽发生器内的二次侧水将汽化成燕汽，从破口喷出.燕汽流量开始很大，可达额定功卒下燕汽流t的好几倍，以后随着蒸汽发生器内压力的降低而逐渐减小。一回路向二回路导热的增加，使一回路冷却剂的压力与沮度迅速降低。由于慢化剂具有负沮度反应性系数的特性，温度下降将对堆芯引人正反应性.事故发生后.由于保护系统动作，控制棒下插，使反应堆具有一定的停堆深度。慢化剂温度下降引入的正反应性将使停堆深度变浅，甚至使反应堆重返临界.堆功率升高。这种事故可能带来三方面的危害:①因局部热负荷过大，损坏堆芯嫩料元件，由于在控制棒下插状态下，功率不均匀系数很大，增加了堆芯损坏的可能性;②向环境释放放射性物质，③大量的二次冷却剂带，热t进人安全壳，使安全壳内压力升高，危及安全充的完整性。为抗御主燕汽管道破裂事故，要求核电厂一回路有较大的热容量;控制棒下插时有较大的停堆深度;具有注人翻溶液的能力以引人负反应性;在蒸汽发生器燕汽管嘴处设里限流器，以减小管道破裂时的燕汽流t。 主给水管道破裂事故燕汽发生器与给水逆止阀之间管道出现破口，使主给水中断，蒸汽发生器内的二次侧水通过破口不断排出.事故初，因受损环路燕汽发生器二次侧温度下降，造成一回路温度与压力下降。随后，受损燕汽发生器传热管裸雌，一次侧向二次侧传热恶化，使反应堆冷却剂系统温度和压力迅速升高。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条