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CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进被引量：3: 1; 作者张娟花林继铭《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1811-1814,共4页; CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过... 展开更多; 关键词未能紧急停堆的预期瞬态超压保护信号改进; 在线阅读下载PDF 职称材料

先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究: 2; 作者王业辉潘昕怿张盼《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1172-1177,共6页; 为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特... 展开更多; 关键词冷却剂丧失事故未能紧急停堆预期运行瞬态事故分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析被引量：2: 3; 作者张亚东郭玥 +1 位作者吴园园邹耀《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1405-1409,共5页; 为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔... 展开更多; 关键词 49-2游泳池式反应堆超设计基准事故未能紧急停堆的预期瞬变堆芯完全裸露; 在线阅读下载PDF 职称材料

ATWS缓解系统可靠性分析: 4; 作者于宏张明葵《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1805-1812,共8页; 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的... 展开更多; 关键词未能紧急停堆的预期瞬态可靠性故障模式及影响分析故障树; 在线阅读下载PDF 职称材料

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析: 5; 作者周亮赵岩峰孙永滨《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期877-881,共5页; 介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜（RPC）为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行... 展开更多; 关键词 CPR1000 DCS 失电分析缺省值未能停堆的预期瞬变; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进被引量：3: 1; 作者张娟花林继铭; 机构中科华核电技术研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1811-1814,共4页; 文摘 CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案,并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明,该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值,消除一回路超压的风险。; 关键词未能紧急停堆的预期瞬态超压保护信号改进; Keywords ATWS overpressure protective signal improvement; 分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究: 2; 作者王业辉潘昕怿张盼; 机构生态环境部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1172-1177,共6页; 基金国家科技重点研发计划资助项目(No.2019YFB1900805)。; 文摘为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特性,并开展了敏感性分析,得出如下结论:对于极限小破口工况,则至少需要1个稳压器安全阀和1列应急给水系统有效,才能避免事故早期一回路超压;对于相对较大的小破口工况,至少需要1列应急给水、1列中压安注系统和1列应急硼注入系统有效才能缓解事故;对于中破口工况,若破口尺寸相对较小,则需要1列应急给水、1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统和1列应急硼注入系统来缓解事故;若破口尺寸较大,则只需要1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统有效就可以缓解事故。; 关键词冷却剂丧失事故未能紧急停堆预期运行瞬态事故分析; Keywords LOCA Anticipated transients without scram Accident analysis; 分类号 TL99 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析被引量：2: 3; 作者张亚东郭玥吴园园邹耀; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1405-1409,共5页; 文摘为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。; 关键词 49-2游泳池式反应堆超设计基准事故未能紧急停堆的预期瞬变堆芯完全裸露; Keywords 49-2 Swimming Pool Reactor beyond design basis accident anticipatedtransients without scram core uncovering; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名ATWS缓解系统可靠性分析: 4; 作者于宏张明葵; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1805-1812,共8页; 文摘未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。; 关键词未能紧急停堆的预期瞬态可靠性故障模式及影响分析故障树; Keywords anticipated transient without scram reliability failure mode and effect analysis fault tree; 分类号 TM623.8 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名CPR1000核电厂DCS机柜失电分析: 5; 作者周亮赵岩峰孙永滨; 机构深圳中广核工程设计有限公司北京广利核系统工程有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期877-881,共5页; 文摘介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜（RPC）为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化，结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的，通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配，可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计，提高核电厂的可靠性。; 关键词 CPR1000 DCS 失电分析缺省值未能停堆的预期瞬变; Keywords CPR1000 DCS power loss analysis default value anticipated transient without scram; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进	张娟花林继铭	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	3	在线阅读下载PDF 职称材料
2	先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究	王业辉潘昕怿张盼	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析	张亚东郭玥吴园园邹耀	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	2	在线阅读下载PDF 职称材料
4	ATWS缓解系统可靠性分析	于宏张明葵	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	CPR1000核电厂DCS机柜失电分析	周亮赵岩峰孙永滨	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	0	在线阅读下载PDF 职称材料