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21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析
1
作者
肖 岷
陈士荣
胡承香
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999年第4期338-348,354,共12页
大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带...
大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带来很大的困难。根据有关国际经验，提出将浓硼水箱的硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g(常温下不结晶)以便从根本上解决这一问题。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响。所用的分析程序和方法是大亚湾核电站引进的经过NRC认可的西屋公司的程序和方法，这些程序也得到了NNSA的认可。分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g，当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之内。浓硼水箱硼浓度降低对大亚湾最终安全分析报告其它事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水箱改造的安全分析已经得到NNSA的批准并已实施。
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关键词
安全分析
核电站
DNBR
安全壳
浓硼水箱
主蒸汽管断裂
堆芯
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职称材料
题名
21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析
1
作者
肖 岷
陈士荣
胡承香
机构
大亚湾核电站
上海核工程研究设计院
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999年第4期338-348,354,共12页
文摘
大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带来很大的困难。根据有关国际经验，提出将浓硼水箱的硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g(常温下不结晶)以便从根本上解决这一问题。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响。所用的分析程序和方法是大亚湾核电站引进的经过NRC认可的西屋公司的程序和方法，这些程序也得到了NNSA的认可。分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g，当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之内。浓硼水箱硼浓度降低对大亚湾最终安全分析报告其它事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水箱改造的安全分析已经得到NNSA的批准并已实施。
关键词
安全分析
核电站
DNBR
安全壳
浓硼水箱
主蒸汽管断裂
堆芯
Keywords
safety analysis
thermalhydraulic
DNBR
containment
streamline break
分类号
TM623.8 [电气工程—电力系统及自动化]
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作者
出处
发文年
被引量
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1
21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析
肖 岷
陈士荣
胡承香
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1999
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