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10 个结果
  • 简介:结合核安全验证试验的审评需求,本文对工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外工水力验证试验的监管及评价实践。基于工水力验证试验的技术要素,提出了我国工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到工水力验证试验的评价要求。

  • 标签: 热工水力 试验验证 核安全 质量保证 监管实践
  • 简介:本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。

  • 标签: 汽机停机 丧失厂外电源 偏离泡核沸腾比 超压
  • 简介:本文基于声效应原理设计出一种新型的测温装置,用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足,可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC声计算软件对设计的声测温装置各个组件尺寸进行了优化,目标是使得各个组件组成的系统性能最佳,即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后,通过改变热端温度找到了端温度与装置内声波频率的对应关系,近似为一条一次函数直线,因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

  • 标签: 热声效应 非能动 核安全
  • 简介:核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂污染的控制和监管提供技术基础。

  • 标签: 温排水 热污染 生态影响 数值模拟 物理模型试验 遥感温度测量
  • 简介:核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的泳沉积。结果表明泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

  • 标签: 气溶胶 热泳沉积 裂变产物 严重事故
  • 简介:本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的工水力分析程序,阐述了一维稳态工水力分析程序GENF、一维瞬态工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器工水力分析程序的现状与进展。

  • 标签: 热工水力 蒸汽发生器 分析程序 核电
  • 简介:本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(ReactorCoolingSystem,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(CoreMakeupTank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

  • 标签: 事故分析 relap 节块划分 AP1000
  • 简介:田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足工水力设计准则。

  • 标签: TVS-2M 混合堆芯 长周期燃料循环 稳态 热工水力特性
  • 简介:高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究,结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

  • 标签: ZnBr2 屏蔽 观察窗 热室
  • 简介:非能动堆芯冷却系统态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

  • 标签: 安全监管 首堆 AP1000 调试 非能动堆芯冷却系统