AP1000安全壳的优越性分析

福岛事故后,公众对于核电厂的安全性更加关注。而反应堆安全壳作为核电站最后一道安全屏障,其主要功能是能够在反应堆正常运行期间及事故工况下包容壳内的放射性物质,以避免对周围环境及社会公众造成危害。主要介绍第三代核电站AP1000的安全壳系统,并通过与现有二代堆安全壳对比的方式来论述AP1000安全壳系统的优越性。     

核岛安全壳喷淋系统管道施工探讨

安全壳喷淋系统(EAS)是压水堆核电厂专设安全设施之一,它是压水堆核电站的一个重要的安全保护系统。主要介绍安全壳穹顶喷淋系统管道施工方法,并对关键施工工艺如环管弯制、钻孔、冲洗试压等主要施工步骤进行阐述,期望为后期核电建设提供参考。     

非能动冷凝传热的方法及其进展

通过调研文献,阐述非能动冷凝技术在核电站上的应用发展情况,分析目前非能动系统的原理,介绍国内外核电站非能动冷凝技术中非能动余热排出和非能动安全壳冷却技术及其研究现状;总结进一步提高非能动换热系统传热性能及其安全性能的方法,以期对核电站非能动换热系统的未来发展提供帮助。     

钢制安全壳的抗震可靠性计算研究

随着我国工业、民生对电能日益增高的要求,核电站也朝着大功率方向发展,而体积扩大后的钢制安全壳能否抵御强震作用,是我们所关注的焦点。目前,安全壳的抗震分析多基于确定论方法,而实际工程中,结构的尺寸、材料参数等往往具有随机性,并且地震载荷本身就具有复杂的统计性变化。因此,传统的确定论方法难以验证结构的安全性。文章以大功率钢制安全壳为工程背景,基于随机地震动模型建立了有不同发生保证概率的随机地震反应谱,根据我国现行的抗震规范确定了随机地震动模型参数。分别从基于确定性地震强度和基于确定性发生保证概率两方面进行抗震可靠性分析,最终通过蒙特卡洛模拟得到了安全壳的敏感性参数。研究成果可为今后钢制安全壳的抗震可靠性设计提供参考与借鉴。     

核电站高中能管道断管影响探讨

在设计核电站时,须对安全壳内外的高能与中能管道进行发生假想性断管事件及其后续效应的设计分析。这些管道一旦发生破裂,泄漏的高能量流体将对管道施加很大的横向力,使管道产生高速运动,即管道甩动。这种高速运动的管道可能会对周围结构造成严重破坏,因而引起世界上各主要发展核电国家的重视,并开展了大量的研究工作。详细叙述常规岛侧高中能管道断管位置的判定准则、假想破口的类型、断管的后续影响及其防护等。还进一步介绍有关管道断裂甩动问题的各种计算方法,如力矩平衡法、能量平衡法、有限元法等。     

核电站核安全的三要素与防护体系

核电站核安全的三要素与防护体系陈亚平东南大学动力系发展核电是缺少能源而经济比较发达的东部沿海地区解决能源紧张问题可选择的措施之一，而核电站的核安全则是公众所关心的主要问题。一、核安全的三要素核电站安全的目的就是在正常运行工况下限制放射性产物对环境的释...     

核电站高压管道冲蚀、沉积问题的数值分析

为了研究核电站高压管道中氧化物粒子对管道的冲蚀、沉积现象,深入探究粒子对管道的冲蚀、沉积机理,本文利用计算流体力学软件,以90°弯管和变径管这两种具有代表性的特征管段为研究对象,根据核电站高压管道运行时的实际粒子数据,计算并分析了介质流动特性及对管壁的冲蚀、沉积特性。结果表明,固体粒子对管道冲蚀最严重的部位位于90°弯管轴向角θ=30°～60°外壁处,变径管入口处和变径处;粒子沉积热点与冲蚀最严重部位基本吻合。因此,在核电站大修期间,应着重对以上部位进行检测、维修与防护,以保证核电站安全稳定运行。     

核电站控制系统的控制和监视功能分析方法研究

核电站控制系统作为复杂及精密度极高的大型工程产品,为实现其全面、准确且易于操作,功能分析是其设计过程中极其重要的活动之一。分析了现有功能分析方法如FAST法、去除和操作程序法及功能结构法应用于大型产品功能分析的不足;由控制系统的产品特性,引入基于工艺系统约束的功能概念;提出了功能树分解与功能结构分析相结合的创新性功能分析方法,详细阐述了该方法的执行步骤;并以核电站控制系统功能中的RCS水装量功能为示例,论证其应用于核电站控制系统功能分析的可行性。     

二代改进型核电厂严重事故后安全壳压力控制研究

安全壳做为核电厂的最后一道安全屏障,事故后起着包容放射性产物,保护公众和环境免受辐射危害的重要作用。采用一体化严重事故分析程序建立了二代改进型核电厂田湾5 & 6号机组的模型,考虑了不同的安全壳压力控制系统,对典型事故序列下安全壳内压力变化进行了分析,给出了严重事故后的安全壳压力控制手段。研究结果对二代改进型核电厂严重事故缓解提供了参考。     

悬臂爬升模板系统在某三代核电站APC壳墙体施工中的应用

某三代核电站一期工程核岛APC壳是钢筋混凝土壳体结构,该壳体结构的主要功能是抵抗飞机的撞击,以保护核电站核心部位核岛的厂房安全。APC壳体结构跨度大,墙体厚度大且无水平和纵向支撑,因此混凝土浇筑施工质量要求严格。根据APC壳工程结构和质量要求,在实际施工中,利用悬臂爬升模板技术组织砼施工浇筑,据此开发了一套悬臂爬升模板系统工艺技术。通过采用这一技术,保证了APC壳墙体混凝土的施工质量和表面的平整度,加快了墙体施工进度,同时节省了大量的人力物力,具有良好的经济和社会效益。     

Development and application of virtual nuclear power plant in digital society environment

Research and development of safe and efficient nuclear energy systems is imperative, since nuclear safety is the key issue in the development of nuclear energy, and it is also the premise of nuclear energy development learned from the painful lessons in history. Advanced numerical simulation can restore the complex physical processes as much as possible and predict system behavior and safety performance, and it facilitates accurate design and assessment. International research in nuclear safety simulation has developed from single physical phenomena simulation to coupling simulation with digital reactor and to comprehensive simulation with virtual nuclear power plant by integrating environmental and social information. Compared with digital reactor, virtual nuclear power plant pays more attention to the evolution of reactor accidents, such as large‐scale physical and social behavior simulation, which concerned the relationship between nuclear safety and environment, as well as the relationship between the nuclear safety and the public. FDS Team proposed “nuclear informatics” firstly by combining nuclear science and informatics and has developed the virtual nuclear power plant in digital society environment Virtual4DS, where many key technologies are developed under the guidance of nuclear informatics, such as integration cloud architecture, automatic accurate modeling, multiphysics coupling simulation, multidimensional information visualization and virtual simulation, and nuclear big data. Virtual4DS has been widely used in the nuclear power plant, nuclear weapons, well logging, etc.     

中国核电安全节能与节能安全研究

阐述中国核电安全与节能减排要求,分析在核电安全前提下的节能和节能条件下的安全,明确了安全与节能的辩证关系,指出发展核电既是节能减排的要求,核电本身更需要节能减排,通过协调地做好安全节能与节能安全途径,提出建设符合我国国情的安全节能绿色核电站基本原则和措施。     

基于RBF神经网络的核动力装置故障诊断方法研究

核动力装置是一个高度复杂并具有高度安全性要求的结构体系,其故障检测方法一般采用传统的阈值方法。为克服阈值方法的不足,提出了基于RBF(radial basis function)神经网络的核动力装置故障诊断方法。该方法选择对核动力装置安全具有重要影响的运行参数作为神经网络的输入,并利用核动力装置正常运行模式及典型故障模式的监测数据作为训练样本,网络训练采用正交最小二乘算法(orthogonal least square,OLS)。为了验证所提方法的可行性,利用核动力装置运行监测数据进行检验。结果表明,RBF神经网络成功地诊断出了故障,具有良好的诊断效果。     

严重事故下内陆核电水资源安全应对措施

  [目的]  文章旨在论证严重事故下内陆核电厂具有可靠的水资源安全应对措施。  [方法]  通过对比内陆核电放射性废液处理结果与国家相关标准,分析了严重事故工况下内陆核电的放射性废液的处理措施,同时提出了进一步提高安全性和可靠性的措施—加强备用电源、备用水源和增加废液存贮水池。  [结果]  结果证明:严重事故下,通过安全壳包容、核岛厂房滞留、水池暂存三道外层的放射性物质隔离措施,能够将放射性物质在厂内进行“存贮、封堵和处理”。  [结论]  CAP1000内陆核电具有完善的严重事故预防和事故缓解措施,能够从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性,有能力在严重事故下确保水资源安全。     

内陆核电建设对人体健康影响的研究

在简要介绍内陆核电建设现状和核辐射对人体健康影响途径的基础上,对国外已建内陆核电站相关资料进行分析,探讨了内陆核电站的建设对周围人群身心健康的影响及评价方法.根据美国内陆核电站后评估的资料分析和评价结果,正常工况下核电辐射对人体的影响很小,基本上可忽略不计.根据国外内陆核电建设经验和我国已开展的内陆核电厂址环境影响评价的情况,结合我国人口密度大的实际情况,并针对不可预见的因素,提出了非正常工况下的应急计划和辐射防护措施及建议,以便进一步降低核辐射对人体健康的影响,提高核辐射的安全系数.     

核电站人因失误的产生机理及其预防措施

在核电站的人-机系统中,核电站特有的运行控制特征使得人因失误事件的发生概率很大,如何预防与减少人因失误,提高人的可靠性已成为保证核电安全生产的主要因素。研究了人因失误的特点,通过总结核电站人因失误事件的产生机理,给出了预防核电站人因失误的有效措施。     

基于SIMATIC S7-300 PLC的核电厂保护系统设计

核电厂保护系统对维护核电厂正常运行有着重要作用。本研究提出了基于SIMATIC S7-300 PLC(可编程自动控制器)的核电厂保护系统方案,详细介绍了保护系统的工作原理、结构、设计及该系统的应急设计和运行期间的故障检测。对于该系统的关键技术进行具体分析,其中针对核反应堆的检测温度存在非线性,采用模糊PID控制算法处理系统内的温度信号,实现了稳态调节,最后运用仿真软件对系统进行模拟测试。仿真结果表明:该核电厂保护系统在处理信号时具有循环周期短、处理速度高和指令集功能强大的特点,可以为核电厂24 h稳定安全运行提供保障。     

论积极推进我国内陆核电建设

核电清洁安全,建设内陆核电站是缓解内陆省份电力供应不足的重要选择。介绍了世界核电发展状况和我国的核电建设状况。探讨了建设内陆核电站的可行性以及发展动向,呼吁江西及内陆各省加快核电建设,并阐述了彭泽核电厂的优势。大力发展核电这一清洁绿色能源是内陆各省的明智之举,能保证能源快速健康发展。