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36 个结果
  • 简介:能动技术在核电工程领域越来越受重视,文章列举了能动自然循环在核电系统中的应用,对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法,并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了能动自然循环的发展方向。由于能动自然循环存在失效的可能,在系统运行过程中应对能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究;为了确保系统运行的安全性,系统运行过程中要能动与能动相互结合,同时选择精确模型,完善能动可靠性分析方法,准确实现理论计算与实验验证。

  • 标签: 自然循环 非能动 可靠性 失效
  • 简介:美国核管会(U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC)在对能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对安全系统监管(RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS)的安全要求,这是NRC对能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国能动核电厂的安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

  • 标签: 核电厂 非能动安全 监管 非安全相关系统监管
  • 简介:本文应用FLUENT软件对APl000的能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。

  • 标签: 非能动余热排出热交换器 换料水箱 数值模拟 FLUENT C型传热管
  • 简介:本文基于热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热声计算软件对设计的热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热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能动测量。

  • 标签: 热声效应 非能动 核安全
  • 简介:本文对能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及:安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。

  • 标签: 核安全 非能动压水堆 监管
  • 简介:为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。

  • 标签: 全厂断电 非能动 现象识别与排序 安全判据 事故阶段
  • 简介:在核燃料循环过程中,不仅会产生许多放射性污染物质,同时也会产生许多放射性污染物质,比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度,混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及放射性物质污染场地的修复经验的基础上,介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施,对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

  • 标签: 放射性污染 放射性和其他有害物的混合污染 修复
  • 简介:反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容,新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会(NRC)的评估结果。

  • 标签: AP1000 堆芯冷却系统 测试实验 评估
  • 简介:本文基于WGOTHIC程序对能动安全壳冷却系统(PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

  • 标签: 非能动安全壳 比例分析 传热特性 整体试验台架
  • 简介:本文利用Gasflow程序对能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析,对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明,在发生大破口事故中,安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间,内置换料水箱隔间和上部隔间,需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

  • 标签: 氢气行为 安全壳 Gasflow程序
  • 简介:介绍了三代能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。

  • 标签: 非能动核电厂 直流电动装置 鉴定试验 鉴定寿命
  • 简介:能动堆芯冷却系统热态性能试验是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依托项目能动堆芯冷却系统热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
  • 简介:2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足.在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力.根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为能动破坏虹吸孔.验证表明,新增的能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能.

  • 标签: 49-2游泳池式反应堆 -回路 非能动破坏虹吸
  • 简介:在发生CAP1400能动核电厂事故1个月后,仅通过能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM+软件对大型先进能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学(ComputationalFluidDynamics,简称CFD)分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

  • 标签: 环境风 空气流道 风向中立
  • 简介:十八大以来,以习近平为核心的党中央将生态文明建设推向新的高度,并纳入到"五位一体"总布局中。十九大报告中提出了要推进绿色发展,构建清洁低碳、安全高效的能源体系,着力解决突出的环境问题,让天更蓝、水更绿、环境更美好。本文以此为出发点,研究在世界能源发展深刻变化的背景下,在建设美丽中国的进程中,我国发展核能的必然趋势。文章中比较了世界上主要发达国家的能源发展历程、核能发展现状,根据我国可持续能源的发展思路,从环境的迫切要求、我国电力需求、核能的突出优势以及核能安全性四方面阐述核能开发必要性。

  • 标签: 环境 能源发展 核能 电力需求 安全性
  • 简介:生态安全是与政治安全、国防安全、经济安全、粮食安全同等重要的安全概念,发展核电是我国迈向优化能源结构、保育生态、实现可持续发展的重要步骤。水生态系统是核动力厂运行时低放废水和冷却水排放的对象,也是我国部分核燃料循环设施低放废水排放处置的受纳体,核能工业对生态安全的影响及人类安全的威胁倍受社会各界的关注,成为影响核电发展的关键因素之一。为了保证核能的可持续发展,本文从与核能发展相关的几个生态安全问题,如温排水影响、生态敏感区、生态恢复等方面,说明发展核能应保证生态安全。

  • 标签: 生态安全 核能发展 温排水影响 生态敏感区 生态恢复
  • 简介:介绍了核电安全目标设定的历史沿革及国内外核电安全目标的选取,分析了我国核电安全现状、面临的形势,对核安全规划中提出的核电安全目标可行性从技术、经济、社会的角度进行了讨论。

  • 标签: 核电 安全目标 发展
  • 简介:定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标,反映了各种假想事故情况下核电厂的可接受水平.目前,我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率,还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则.本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态,推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值,可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考,也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据.

  • 标签: 概率安全目标 堆芯损坏频率 大量释放频率 风险可接受水平 三级概率安全分析
  • 简介:对于核动力厂,概率安全分析(PSA)是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具。本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况,并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望。

  • 标签: 概率安全分析 风险管理 发展 应用展望
  • 简介:简要介绍了目前美国的能源政策和有关策略、美国核电的现状以及新建项目面临的挑战、美国核管会(NRC)为配合核电发展和推动新建项目而对监管方式的调整情况以及有关候选堆型。

  • 标签: 核电发展 美国 监管方式 能源政策 现状 新建项目