核电厂仪控设备老化管理标准体系研究

1

作者 王占元 孙娜 宿俊海 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期68-74,共7页

随着核电厂运行时间增加,任何一个国家核电机组的长期安全稳定运行,都离不开机组延寿和设备老化管理。从核电厂仪控设备性能检测和老化管理标准出发,系统梳理国外相关标准文献体系,对国内相关标准进行了系统性研究,通过比对分析目前国... 随着核电厂运行时间增加,任何一个国家核电机组的长期安全稳定运行,都离不开机组延寿和设备老化管理。从核电厂仪控设备性能检测和老化管理标准出发,系统梳理国外相关标准文献体系,对国内相关标准进行了系统性研究,通过比对分析目前国内仪控设备老化管理标准体系中的不足,提出优化建议,为完善中国先进压水堆核电标准体系提供参考。 展开更多

关键词 核电厂 仪控设备 老化管理 标准体系

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压水堆核电厂设计基准工况方法研究

2

作者 车娟 林阿彪 +1 位作者 陈石 段承杰 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期306-314,共9页

当前核电厂工况仍然存在着尚不明确的因素,造成工况设计不合理或遗漏。为此,有必要对核电厂设计基准工况(DBC)的设计开展研究,建立一套正向设计方法。本文以压水堆核电厂余热排出系统冷却正常停堆模式为例,以主逻辑演绎法(MLD)来确定DB... 当前核电厂工况仍然存在着尚不明确的因素,造成工况设计不合理或遗漏。为此,有必要对核电厂设计基准工况(DBC)的设计开展研究,建立一套正向设计方法。本文以压水堆核电厂余热排出系统冷却正常停堆模式为例,以主逻辑演绎法(MLD)来确定DBC。研究还基于DBC确定了安全系统(SS)的安全分级,并通过安全分级推导出了SS的配置和设计要求。研究结果表明,通过该方法可以识别出电厂所有的DBC并提供SS配置,还可以识别部分不合理和漏掉的DBC。因此,本方法是一套逻辑清晰、考虑较全面的核电厂设计基准工况设计方法,适用于“华龙一号”核电厂以及同类核电厂,其正向方法论亦适用于液态金属快堆等先进堆型的研发设计。 展开更多

关键词 设计基准工况 主逻辑演绎 安全系统 设计要求

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“华龙一号”机组瞬态事件卡棒成功准则研究

3

作者 兰兵 谢小飞 +1 位作者 潘昕怿 依岩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期873-879,共7页

“华龙一号”采用全新177堆芯设计,与传统堆芯布置存在一定差异,仅在概率安全分析评价中基于工程判断确定瞬态事件卡棒停堆成功准则有一定的局限性。本研究利用堆芯核设计程序建立“华龙一号”全寿期燃料循环堆芯模型,采用堆芯停堆次临... “华龙一号”采用全新177堆芯设计,与传统堆芯布置存在一定差异,仅在概率安全分析评价中基于工程判断确定瞬态事件卡棒停堆成功准则有一定的局限性。本研究利用堆芯核设计程序建立“华龙一号”全寿期燃料循环堆芯模型,采用堆芯停堆次临界度分析方法,研究不同卡棒数量对卡棒停堆成功准则的影响,并开展“华龙一号”瞬态事件卡棒成功准则验证。研究结果表明:本研究提出的压水堆核电厂瞬态事件卡棒停堆成功准则分析方法是合理可行的,“华龙一号”瞬态事件N-3卡棒停堆成功准则是有效的。 展开更多

关键词 “华龙一号” 瞬态事件 卡棒 成功准则 停堆次临界度

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数值模拟技术在辅助给水系统调试中的应用

4

作者 丘锦萌 盛美玲 张欣 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1094-1099,共6页

辅助给水系统作为压水堆核电厂重要的专设安全系统之一,在设计基准事故工况下导出堆芯余热起到至关重要的作用。辅助给水系统的给水流量能否满足安全功能要求,主要通过核电厂现场调试试验验证的方式完成。辅助给水系统调试中最常见的问... 辅助给水系统作为压水堆核电厂重要的专设安全系统之一,在设计基准事故工况下导出堆芯余热起到至关重要的作用。辅助给水系统的给水流量能否满足安全功能要求,主要通过核电厂现场调试试验验证的方式完成。辅助给水系统调试中最常见的问题包括单个支路流量不足、各给水支路之间的流量偏差过大等问题。本文从某在建核电厂辅助给水系统调试问题出发,通过FLOWMASTER建立辅助给水系统热工水力模型进行模拟计算。通过数值模拟计算辅助给水系统的流量分配情况,提出合理的扩孔方案解决调试流量不匹配的问题;通过系统阻力分析,诊断出系统可能出现调试问题的具体部件,并最终消除引起流量不匹配问题的原因,并通过单个支路孔板孔径的敏感性分析,获得各支路给水流量和流量不匹配度与单个孔板孔径的函数关系。通过数值模拟技术解决调试中的工程问题,并优化系统方案设计,保证系统满足安全功能要求,同时为后续同类型核电技术的辅助给水系统调试、运行提供技术指导。 展开更多

关键词 辅助给水系统 热工水力模型 给水流量 流量偏差

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核电厂电源系统的纵深防御设计分析

5

作者 刘爱芬 纪秀艳 刘一鸣 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期922-928,共7页

纵深防御策略是核电厂防止事故对人员和环境造成危害的重要手段,也是核电厂电源系统设计时应执行的重要策略。本文通过研究法规标准中工况分类的要求,分析与电源系统相关的假设始发事件,明确了纵深防御层次与电源系统假设始发事件的对... 纵深防御策略是核电厂防止事故对人员和环境造成危害的重要手段,也是核电厂电源系统设计时应执行的重要策略。本文通过研究法规标准中工况分类的要求,分析与电源系统相关的假设始发事件,明确了纵深防御层次与电源系统假设始发事件的对应关系,梳理出核电厂纵深防御体系对电源系统的要求,并通过研究特定核电厂电源系统的典型配置,系统分析核电厂电源系统应对纵深防御的措施层次,体现了纵深防御理念在电源设计中的应用价值,为其他核设施电源系统的设计提供参考。 展开更多

关键词 纵深防御 电源 假设始发事件

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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析 被引量：12

6

作者 丘锦萌 吴健 +1 位作者 田卫卫 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期72-80,共9页

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非... 本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。 展开更多

关键词 华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环

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“华龙一号”安全壳内气溶胶重力沉降特性研究 被引量：6

7

作者 陶俊 咸春宇 +1 位作者 陈军 马兹容 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期751-756,共6页

采用具有滑移修正因子和动力形状修正因子的Stokes重力沉降模型,研究“华龙一号”设计基准大破口失水事故工况下安全壳内气溶胶的重力沉降特性。根据安全壳内气溶胶粒子本身特性,并结合“华龙一号”设计基准大破口失水事故工况下堆芯裂... 采用具有滑移修正因子和动力形状修正因子的Stokes重力沉降模型,研究“华龙一号”设计基准大破口失水事故工况下安全壳内气溶胶的重力沉降特性。根据安全壳内气溶胶粒子本身特性,并结合“华龙一号”设计基准大破口失水事故工况下堆芯裂变产物释放情况和安全壳内的热工水力条件,确定了重力沉降模型中的重要参数,得到该工况下安全壳内气溶胶的重力沉降速率。结合“华龙一号”安全壳设计参数,获得安全壳内气溶胶的重力沉降去除系数。并对典型核素形成的气溶胶在安全壳气空间的活度变化进行对比分析。结果表明,对于“华龙一号”核电厂,安全壳内气溶胶重力沉降可明显降低事故情况下安全壳气空间的放射性活度水平及向外界环境的放射性释放。 展开更多

关键词 “华龙一号” 气溶胶 安全壳 重力沉降 去除系数

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华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究 被引量：6

8

作者 李军 郭强 +3 位作者 李晓明 喻鹏 元一单 刘长亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期992-999,共8页

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计... 华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 展开更多

关键词 热分层 水箱 非能动安全壳冷却系统 华龙一号 CFD

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“华龙一号”SGTR事故源项分析方法研究 被引量：4

9

作者 陶俊 宿健 +2 位作者 谢小飞 梁潇 刘建昌 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期267-273,共7页

在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析... 在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。 展开更多

关键词 华龙一号 SGTR事故 事故源项 碘尖峰 分析方法

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核电厂安全壳中预应力的数值模拟 被引量：4

10

作者 胡钟 李宇琛 +1 位作者 张映玲 薛卫 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期365-371,共7页

在预应力混凝土安全壳结构计算中,预应力的计算分析以及模拟是十分重要的一部分。本文根据某核电厂安全壳预应力的布置情况,对预应力损失的分析过程进行了说明,并介绍了在安全壳数值模拟中用降温法模拟预应力的具体方法,同时采用修正系... 在预应力混凝土安全壳结构计算中,预应力的计算分析以及模拟是十分重要的一部分。本文根据某核电厂安全壳预应力的布置情况,对预应力损失的分析过程进行了说明,并介绍了在安全壳数值模拟中用降温法模拟预应力的具体方法,同时采用修正系数对温降值进行修正,消除了传统一次降温法所产生的预应力损失,使预应力的模拟更为精确。此方法具有较高的通用性,供行业内工程设计人员参考。 展开更多

关键词 安全壳 预应力 数值模拟 修正系数

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华龙一号安注箱注入特性优化研究 被引量：3

11

作者 盛美玲 丘锦萌 唐辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1045-1051,共7页

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱... 安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。 展开更多

关键词 安注箱 注入特性 敏感性分析 FLOWMASTER

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华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法 被引量：3

12

作者 胡凌生 卢放 +5 位作者 陶俊 万砺珂 汪景新 陈石 赵鑫樾 谢小龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期303-308,共6页

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法... 本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。 展开更多

关键词 压水堆 设计扩展工况 概率论 确定论

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核电厂辅助变压器进线回路断相监测方案研究 被引量：3

13

作者 魏巍 陈海龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期601-612,共12页

辅助变压器回路的断相故障监测是核电厂中最为关心的问题之一。断相故障可能会引起核电厂厂用电系统出现异常工况,例如母线电压不平衡、运行的设备跳闸、备用设备无法启动等。若核电厂在正常运行方式下,辅助变压器回路高压侧未能及时检... 辅助变压器回路的断相故障监测是核电厂中最为关心的问题之一。断相故障可能会引起核电厂厂用电系统出现异常工况,例如母线电压不平衡、运行的设备跳闸、备用设备无法启动等。若核电厂在正常运行方式下,辅助变压器回路高压侧未能及时检测到断相故障,一旦发电机母线失去电压需切换至厂外辅助电源供电,可能会导致关键的电动机跳闸,甚至是系统安全功能丧失,以致核电厂不能安全停堆。本文针对国内常用的辅助变压器方案提出了两种监测断相故障的方案,通过对断相监测方案的分析,并运用PSCAD/EMTDC软件建模仿真,分析出两种方案的特点,得出在针对核电厂不同的辅助变压器方案时,如何选择断相监测方案才能更准确、更有效的识别出断相故障。 展开更多

关键词 核电厂 辅助变压器 断相故障 监测方法

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“华龙一号”应急给水系统热工水力分析 被引量：2

14

作者 盛美玲 丘锦萌 +2 位作者 王小希 刘妍 于凤云 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期885-893,共9页

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一... 福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。 展开更多

关键词 “华龙一号” 应急给水系统 单一故障准则 热工水力分析 孔板孔径 小档开度

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华龙一号采用ANSI/ANS 58.14进行安全分级的研究 被引量：3

15

作者 胡凌生 谢小龙 +2 位作者 赵鑫樾 陈石 郑俊铭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期523-531,共9页

本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的改... 本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的改进,可以为HPR1000的多国安全审查打基础。 展开更多

关键词 压水堆 安全分级 安全审查

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核电厂辅变空载运行期间辅助电源单相断相故障特征分析及应对措施 被引量：2

16

作者 魏巍 彭钰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期686-694,共9页

目前,国内和国外的核电厂设计基准只考虑了电压完全丧失对于核电厂运行的影响,而忽略了断相故障对于核安全的挑战。辅助变压器在空载运行状态下发生断相故障时电气量十分微弱,因此如何检测并判别断相是核电厂中最为关心的问题。本文重... 目前,国内和国外的核电厂设计基准只考虑了电压完全丧失对于核电厂运行的影响,而忽略了断相故障对于核安全的挑战。辅助变压器在空载运行状态下发生断相故障时电气量十分微弱,因此如何检测并判别断相是核电厂中最为关心的问题。本文重点研究辅助变压器空载时的断相故障,结合对称分量法和变压器原理分析了辅助变压器空载运行状态下高压侧发生单相断相时的电气参数特征,运用ETAP软件建立了“华龙一号”核电厂厂用电系统仿真模型并进行了仿真分析。基于理论分析和仿真分析的结果,提出了辅助变压器空载时高压侧发生单相断相故障的应对措施,提高了厂外辅助电源的供电可靠性,有利于核电厂安全有序的运行。本文中辅助变压器空载状态下高压侧发生断相故障的电气参数特征研究分析结果对于辅助变压器断相保护方案的配置和断相保护设备的研发都具有指导意义。 展开更多

关键词 核电厂 辅助变压器 断相故障 电气参数特征 应对措施

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含钆首循环长周期低泄漏装载技术研究 被引量：2

17

作者 马兹容 宿健 周胜 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期290-297,共8页

为找到含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的方法,以在"华龙一号"含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载。通过研究含钆首循环长周期高泄漏堆芯装载方案的堆芯特性,找到制约含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的关键因素为循... 为找到含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的方法,以在"华龙一号"含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载。通过研究含钆首循环长周期高泄漏堆芯装载方案的堆芯特性,找到制约含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的关键因素为循环寿期内轴向功率偏移变化大。对轴向功率偏移在首循环寿期内大幅变化的成因进行了深入的分析,并基于成因找到了针对性的优化方法。根据优化方法,设计了"华龙一号"含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载方案。计算结果表明,上述方法能改善含钆首循环的轴向功率分布,并在保证堆芯安全的前提下实现"华龙一号"含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载。因此,本研究建立的优化技术能够用于含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载设计,由此节省首循环燃料费。 展开更多

关键词 燃料管理 首循环 可燃毒物 轴向功率偏移

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“华龙一号”压力容器直接安注比例模化可视化试验研究 被引量：2

18

作者 梁潇 陶俊 +2 位作者 王奇 谢小飞 咸春宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1133-1140,共8页

压力容器直接注入(DVI)技术可降低安注系统容量的要求,同时优化支持系统的配置,可以在保证安全的前提下简化安注系统设计、提高电厂经济性。本试验以“华龙一号”采用DVI技术优化的安注系统为研究对象,在模化比例为1:5的可视化模拟体上... 压力容器直接注入(DVI)技术可降低安注系统容量的要求,同时优化支持系统的配置,可以在保证安全的前提下简化安注系统设计、提高电厂经济性。本试验以“华龙一号”采用DVI技术优化的安注系统为研究对象,在模化比例为1:5的可视化模拟体上采用有色试剂跟踪法,以空气代替蒸汽,观察大破口失水事故(大LOCA)再淹没阶段DVI安注旁流特性,以及不同DVI管嘴结构对安注旁流的影响。发现大LOCA再淹没阶段安注旁流主要体现为直接旁流,在不带导流管嘴的4个DVI安注口的安注系统设计中,大LOCA再淹没初期的安注旁流约为7%,再淹没后期约为4%;带导流管嘴的DVI安注,再淹没初期的安注旁流约为2%,导流管嘴可有效降低安注旁流份额。本研究为“华龙一号”安全系统持续优化创新提供了重要参考。 展开更多

关键词 压力容器直接安注 大破口失水事故 直接旁流

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“华龙一号”压水堆冷却剂活化腐蚀产物源项分析 被引量：2

19

作者 王奇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1125-1132,共8页

活化腐蚀产物是压水堆核电厂运行期间的重要辐射源。但由于其产生和迁移过程的复杂性,目前很难建立精确的机理模型进行准确计算。本研究从反应堆堆芯设计、结构材料使用、水化学、机组运行等方面分析了“华龙一号”和CPR1000机组的相似... 活化腐蚀产物是压水堆核电厂运行期间的重要辐射源。但由于其产生和迁移过程的复杂性,目前很难建立精确的机理模型进行准确计算。本研究从反应堆堆芯设计、结构材料使用、水化学、机组运行等方面分析了“华龙一号”和CPR1000机组的相似性和可参考性,以CPR1000系列核电厂近年来48个循环的冷却剂活化腐蚀产物运行数据为基础,经研究分析给出了“华龙一号”机组压水堆活化腐蚀产物的稳态现实源项和设计源项,并和三代压水堆EPR、AP1000的源项进行了对比,分析了方法及结果的合理性。 展开更多

关键词 活化腐蚀产物 “华龙一号” 源项

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核电厂运行阶段PSA模型开发的研究 被引量：2

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作者 邓伟 卢放 王玉卿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期663-670,共8页

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模... 电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。 展开更多

关键词 运行核电厂 概率安全分析 风险见解

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