基于CMS的核电厂安全壳设计地震动确定方法 被引量：6

1

作者 胡进军 李琼林 +1 位作者 吕景浩 谢礼立 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2018年第24期38-45,60,共9页

选取符合核电厂设计要求的输入地震动进行结构动力时程反应分析是保障核电厂抗震能力的重要环节。基于条件均值谱(CMS)的输入地震动选取方法具有既考虑结构自身动力特性又考虑场地地震危险性特征的优点,已经在地震工程相关领域得到应用... 选取符合核电厂设计要求的输入地震动进行结构动力时程反应分析是保障核电厂抗震能力的重要环节。基于条件均值谱(CMS)的输入地震动选取方法具有既考虑结构自身动力特性又考虑场地地震危险性特征的优点,已经在地震工程相关领域得到应用。以核电厂安全壳结构为研究对象,从概率地震危险性分析出发,以条件均值谱为输入地震动目标谱,给出了核电厂安全壳输入地震动目标谱的计算流程;在国内外选取的18次典型地震的2 480条地震动数据库中,选取了与目标谱匹配良好的40条地震动;再利用epsilon方法在上述地震动数据库中各选取40条地震动,将这两组地震动分别输入安全壳有限元模型中进行动力时程分析,通过对比两种方法顶点的最大位移平均值与标准差,发现CMS方法选取的地震动记录无偏性最好,是一种高效合理的输入地震动选取方法。 展开更多

关键词 核电厂安全壳 概率地震危险性分析(PSHA) 条件均值谱(CMS) 输入地震动

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核电厂安全壳土‐结构相互作用地震反应简化分析方法 被引量：3

2

作者 刘洁平 张令心 吴正泓 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2014年第S1期227-233,共7页

核电厂安全壳的土‐结构相互作用分析中,地基土体的简化是非常重要的。为了与采用已有的基于MSC.Marc二次开发的土体静力和地震非线性分析方法得到的有限元结果进行对比,验证地基土体简化的适用性,在对土‐结构相互作用体系进行简化时,... 核电厂安全壳的土‐结构相互作用分析中,地基土体的简化是非常重要的。为了与采用已有的基于MSC.Marc二次开发的土体静力和地震非线性分析方法得到的有限元结果进行对比,验证地基土体简化的适用性,在对土‐结构相互作用体系进行简化时,选用国内某已建成的第三代核电站安全壳作为土‐结构体系的上部结构,并采用文献中给出的集中质量法对其进行简化。为模拟下部结构地基土体提出两大类简化模型:第一类模型是参考《动力机器基础设计规范》(GB50040─96)给出的,称为"动力规范"简化模型;第二类模型,是将地基土体分为多层,称为层层简化模型。采用所提出的两类简化模型得到的简化方法对该安全壳算例的地基土体进行简化,并将其土‐结构相互作用地震反应分析结果与有限元法分析的结果做比较,结果表明通过在地基质量、土体模型自由度、抗剪刚度等方面进行逐步改进的层层简化法是可靠的。该简化法可作为一种合理实用的核电厂安全壳土‐结构相互作用简化分析方法,用于安全壳土‐结构相互作用的初步分析。 展开更多

关键词 核电厂安全壳 土‐结构相互作用 地震反应 简化分析方法 地基土体

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基于广义条件谱的某核电厂安全壳多元地震易损性分析 被引量：3

3

作者 王晓磊 阎卫东 吕大刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期175-184,共10页

本文基于我国场地广义条件谱,对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论,提出了我国场地广义条件谱生成方法和步骤,生成了我国算例厂址广义条件谱,选取了场地相关地震动记录,... 本文基于我国场地广义条件谱,对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论,提出了我国场地广义条件谱生成方法和步骤,生成了我国算例厂址广义条件谱,选取了场地相关地震动记录,基于多元地震易损性分析方法,生成了算例厂址安全壳结构多元地震易损性曲面。分析结果表明:核电厂安全壳地震易损性分析结果对多个地震动强度参数都较为敏感,基于增量动力分析等解析地震易损性方法,能够得到更为精细化易损性分析结果。考虑多个地震动强度参数的地震易损性分析结果,可为更为精细化核电厂地震风险提供研究基础。 展开更多

关键词 多元地震易损性 核电厂安全壳 广义条件谱 向量型概率地震危险性 增量动力分析

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AP1000堆型核电厂安全性能指标研究 被引量：1

4

作者 张泽宇 张彬彬 +1 位作者 张小婷 丁珊珊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1281-1288,共8页

核电厂安全性能指标(SPI)是国家核安全局核电厂运行期间总体安全状况的表征。安全系统不可用度指标(SSUI)是SPI体系中的一类指标,用于评价重要的事故缓解系统在需要其投入时的可用性。AP1000核电厂因其系统设计的特殊性,无法简单沿用国... 核电厂安全性能指标(SPI)是国家核安全局核电厂运行期间总体安全状况的表征。安全系统不可用度指标(SSUI)是SPI体系中的一类指标,用于评价重要的事故缓解系统在需要其投入时的可用性。AP1000核电厂因其系统设计的特殊性,无法简单沿用国内现有运行核电厂的结论。本文采用风险指引型决策理念,识别了AP1000核电厂中执行SSUI中指定功能要求的系统,利用概率安全分析(PSA)模型计算这些系统的风险重要度并进行分析,并综合多种因素选择SSUI监测对象。随后,针对1E级直流和不间断电源系统(IDS),确定系统不可用度范围与安全级别的对应关系。 展开更多

关键词 核电厂安全性能指标 安全系统不可用度 概率安全分析

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核电厂数字化安全仪控软件的V&V实现 被引量：2

5

作者 刘真 孙永滨 李季学 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第S1期13-16,共4页

以日本三菱MELTAC安全级软件在核电厂中应用的V&V为例,就其主要的工作流程、步序、输入输出结果进行分析说明,以期为核电厂数字化仪控系统(DCS)软件V&V工作的自主化和国产化提供借鉴。

关键词 验证与确认(V&V) 核电厂安全级软件 核电厂安全级保护系统

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安全壳打压试验可燃气体富集规律研究及火灾监测系统的开发与应用

6

作者 褚英杰 吴江涛 魏龙玮 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期442-448,共7页

安全壳打压试验是验证安全壳整体密封性的重要手段,然而试验期间安全壳内富氧环境使得火灾风险急剧增加。为有效控制试验期间火灾风险,以安全壳内可燃气体为研究对象,采用数值模拟的方法对可燃气体迁移和富集规律进行研究,研究结果表明... 安全壳打压试验是验证安全壳整体密封性的重要手段,然而试验期间安全壳内富氧环境使得火灾风险急剧增加。为有效控制试验期间火灾风险,以安全壳内可燃气体为研究对象,采用数值模拟的方法对可燃气体迁移和富集规律进行研究,研究结果表明:保压阶段安全壳上部空间靠近壳壁的区域其温度和浓度都较高,是试验期间需要重点关注的火灾风险区域。基于上述研究,开发了安全壳打压试验红外热成像监测系统,实现了打压试验中整体区域温度的监控,优化了红外成像探头的布置,提高了系统对火灾风险的响应速度和准确性,并成功应用于某核电厂大修中,增强了试验期间对火灾风险的控制能力。 展开更多

关键词 核电厂安全壳 打压试验 可燃气体 富集规律 红外成像 火灾监测

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中国科学院声学研究所与中广核苏州热工研究院成立核电厂安保技术联合实验室

7

《声学技术》 CSCD 北大核心 2016年第4期335-335,共1页

2016年7月15日首届核电厂安保技术研讨会在苏州召开，会议由国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心主办，中广核苏州热工研究院和中国科学院声学研究所（简称声学所）承办。会议期间，中国科学院声学研究所和中广核苏州热工研究院的... 2016年7月15日首届核电厂安保技术研讨会在苏州召开，会议由国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心主办，中广核苏州热工研究院和中国科学院声学研究所（简称声学所）承办。会议期间，中国科学院声学研究所和中广核苏州热工研究院的代表为双方联合成立的核电厂安保技术联合实验室揭牌。 展开更多

关键词 中国科学院声学研究所 核电厂安全 技术研讨会 联合实验室 研究院 苏州 安保 热工

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基于一致风险谱的某核电安全壳地震风险分析 被引量：2

8

作者 王晓磊 阎卫东 +1 位作者 吕大刚 马健 《沈阳建筑大学学报（自然科学版）》 CAS 北大核心 2023年第6期1009-1015,共7页

目的 研究基于一致风险谱的我国核电安全壳地震风险分析方法,为我国核电厂结构基于一致风险抗震设计方法修订提供参考。方法 通过推导地震风险解析模型,总结美国土木工程学会《核设施中结构、系统和部件的抗震设计准则》(ASCE/SEI 43)... 目的 研究基于一致风险谱的我国核电安全壳地震风险分析方法,为我国核电厂结构基于一致风险抗震设计方法修订提供参考。方法 通过推导地震风险解析模型,总结美国土木工程学会《核设施中结构、系统和部件的抗震设计准则》(ASCE/SEI 43)中一致风险谱生成理论和方法,生成场地一致危险谱和一致风险谱;采用安全系数法,生成算例厂址核电安全壳模型易损性曲线;采用解析风险函数,得到算例结构地震风险。结果 基于平动第一周期的风险大于基于平动第二周期的风险;平均值地震风险大于50%置信度地震风险,小于95%置信度地震风险,表明平均值地震风险结果与小于具有95%置信度地震风险相当;如果以95%为要求标准的风险进行鉴别筛选,平均值地震风险结果偏于不保守;对于核岛等抗震设计分组为5(SDC 5)的结构、系统和部件,两版ASCE/SEI 43规范给出的一致风险谱大多数情况下相同;一致风险谱地震作用下,我国安全壳风险水平远低于ASCE 43规范目标风险。结论 我国核电安全壳设计安全裕量较大,面临地震风险远小于ASCE 43规范中的目标风险。 展开更多

关键词 地震风险区间评估 核电厂安全壳 置信度 风险解析函数 一致风险谱

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核电安全级仪控系统软件V&V活动及其方法研究 被引量：12

9

作者 刘真 江国进 孙永滨 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第S2期45-50,共6页

核电厂安全级软件的安全性保证包括软件的安全开发技术和软件的验证与确认技术两个方面。按照核法规HAF要求,V&V是保证软件的安全性与可靠性的必要步骤,必须通过V&V过程才能证明和确认数字化核级仪控产品中软件的安全性和可靠性... 核电厂安全级软件的安全性保证包括软件的安全开发技术和软件的验证与确认技术两个方面。按照核法规HAF要求,V&V是保证软件的安全性与可靠性的必要步骤,必须通过V&V过程才能证明和确认数字化核级仪控产品中软件的安全性和可靠性,产品才能被允许应用于核电站安全功能的执行。福岛核事故后,对于核电厂的安全性、可靠性的要求空前提高并得到各界的广泛共识。本文依托CPR1000核电厂数字化仪控技术,描述了安全级软件V&V工程活动,借鉴IAEA相关技术报告与国际上先进核电厂V&V技术特点,总结归纳CPR1000核电厂项目V&V技术方法,期望为CPR1000新项目V&V活动提供有益参考。 展开更多

关键词 福岛事件 核电厂安全级软件 验证与确认

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高温下预应力混凝土安全壳承压性能研究 被引量：1

10

作者 裴强 龚久宇 汤爱平 《世界地震工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期7-16,共10页

为了研究温度对预应力混凝土安全壳结构抗压能力的影响,建立考虑预应力钢束的安全壳结构有限元模型,计算分析了高温作用下安全壳结构的径向位移、应变、预应力以及结构开裂等参数随内压变化情况。结果表明:在相同内压作用下,温度越高安... 为了研究温度对预应力混凝土安全壳结构抗压能力的影响,建立考虑预应力钢束的安全壳结构有限元模型,计算分析了高温作用下安全壳结构的径向位移、应变、预应力以及结构开裂等参数随内压变化情况。结果表明:在相同内压作用下,温度越高安全壳结构的变形越大;当安全壳结构内部温度低于200℃时,安全壳承压能力基本不发生变化,即在此温度范围内温度对安全壳承压能力基本没有影响;当安全壳结构内部温度达到300℃时,安全壳的承压能力较常温情况时下降明显。 展开更多

关键词 核电厂安全壳 高温 承压性能

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用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析 被引量：3

11

作者 唐宗渝 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期214-220,共7页

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型，按照最大热功率工况，即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的... 开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型，按照最大热功率工况，即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力，并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便，又精确，还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。 展开更多

关键词 RETRAN程序 乏燃料贮存水池 热工水力安全分析 核电厂安全 点池模型

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国际原子能机构安全术语2018年中文版简介

12

《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期224-224,共1页

《国际原子能机构安全术语》(以下简称《安全术语》)2018年版是《安全术语》的更新版,该出版物最初于 2007年印发。2018年版的修订和更新考虑了2007年至2018年期间印发的安全标准中的新术语和用法,特别是考虑了《安全标准丛书》第 GSR P... 《国际原子能机构安全术语》(以下简称《安全术语》)2018年版是《安全术语》的更新版,该出版物最初于 2007年印发。2018年版的修订和更新考虑了2007年至2018年期间印发的安全标准中的新术语和用法,特别是考虑了《安全标准丛书》第 GSR Part 3号《国际辐射防护和辐射源安全基本安全标准》、第GSR Part 7号《核或辐射应急的准备与响应》、第SSR-2/1(Rev.1)号《核电厂安全:设计》、第SSR-3号《研究堆安全》。 展开更多

关键词 国际原子能机构 新术语 核电厂安全 辐射应急 辐射防护 GSR 辐射源安全 更新版

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设定琉球海沟发生罕遇地震评估我国东南沿海地区的海啸风险 被引量：3

13

作者 温燕林 于海英 +2 位作者 朱艾斓 宋治平 李春峰 《地震工程学报》 CSCD 北大核心 2016年第2期285-291,317,共8页

根据构造相似条件分析，琉球海沟与日本海沟、智利海沟、印尼巽他海沟一样具备发生9级罕遇超巨大地震的可能。在对近几年来全球发生的超巨大地震参数及构造对比分析的基础上，设定琉球海沟9．0级地震参数，并将其引发的海啸进行数值模... 根据构造相似条件分析，琉球海沟与日本海沟、智利海沟、印尼巽他海沟一样具备发生9级罕遇超巨大地震的可能。在对近几年来全球发生的超巨大地震参数及构造对比分析的基础上，设定琉球海沟9．0级地震参数，并将其引发的海啸进行数值模拟研究。结果表明，该地震可引发初始波高为8 m的海啸，台湾东北部半小时后遭受10 m以上海啸，3～4小时左右传至浙南、闽北沿岸，近岸各处波高在1～2m；5小时左右传至浙北、粤北沿岸，浙江近岸各处波高在2m左右，广东沿海、台湾海峡由于台湾岛的正面阻挡，海啸波高低于50 cm；8小时后靠近上海海岸线，最大波高约1 m。海啸的上岸高度与海岸附近的海深和海岸线的形态密切相关，我国东南海域地形变化复杂、海湾众多，对海啸波有放大作用，模拟结果可能比实际海啸偏小。我国沿海地区分布着不少已建和在建的核电厂，在核电设计时未考虑海啸，一旦发生这种罕遇地震海啸则影响不可忽视，尤其是若与风暴潮、天文大潮叠加则可能出现严重后果。由于核电安全要求万无一失，故须制订有效预警和应对措施。 展开更多

关键词 琉球海沟 罕遇地震 海啸模拟 海啸风险图 核电厂安全

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IDHEAS方法应用研究 被引量：1

14

作者 卓钰铖 仇永萍 +1 位作者 胡军涛 雷文静 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期678-684,共7页

人员可靠性分析(HRA)作为核电厂概率安全评价(PSA)中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权... 人员可靠性分析(HRA)作为核电厂概率安全评价(PSA)中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权威专家开发了一种综合性的HRA方法——人员失误事件综合分析系统,简称IDHEAS方法。本文对IDHEAS方法进行了系统性的研究,对相关实施流程和要点进行归纳,并运用IDHEAS方法进行了实例分析。理论研究和实例分析表明,IDHEAS方法在工程应用上具备可操作性,能较好弥补其他HRA方法的局限性。同时,IDHEAS方法亦存在对时间参数不敏感、部分分析内容依赖于分析人员经验等特点。 展开更多

关键词 人员失误事件综合分析系统 人员可靠性分析 核电厂概率安全评价

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