基于事故序列在船用核动力装置失水事故动态特性研究

摘要：

本文主要对船用核动力装置稳压器所在环路冷却剂管道失水事故进行研究.首先对概率论安全评价法(PSA)进行了介绍,分析了小破口失水事故响应进程,以及失水事故发生以后相关安全功能和操纵员的干预对事故进程的影响.在对题头事件和对前沿系统分析简化的建立了事故序列模型,通过对事件序列的分析,为装置和操纵人员操作规范的改进意见提供支持.

关键词：船用核动力装置、LOCA、事件序列

所属期刊栏目：16

分类号：TL364(核反应堆工程)

在线出版日期：2019-05-16（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共3页

页码：28-30