事件树分析法在压水堆核电站失水事故中的研究

主要对压水堆冷却系统环路冷管段破口事故进行研究,利用概率论安全评价法（PSA）分析了大、小破口失水事故。通过核电教学模拟机得出失水事故（LOCA）事件序列,绘制大、小LOCA事件树,推导出导致堆芯损毁的数学模型,通过模型找出减小堆芯损毁概率的方法．即在系统故障发生概率足够小的条件下,冗余系统越多,堆芯损坏的可能性越小;在保证堆芯获得足够冷却的条件下,冗余设备越少,堆芯损坏可能性越小。研究得出的结论对于核电站的安全性研究具有重要意义。     

多流道连接的多容积系统瞬态计算程序

反应堆失水事故时,反应堆冷却剂从破口流入安全壳内,在安全壳的内部结构物和     

AP1000核电厂设备可靠性数据库开发及应用

  目的  设备可靠性数据在核电厂PSA、RCM、维修规则、可靠性保障大纲、风险指引管理等领域的重要价值,提出了开发AP1000设备可靠性数据库的必要性。  方法  对AP1000核电厂特定数据库开发过程中的一些重要问题,如独立失效的分析流程,设备和设备类的选取,可靠性参数估计方法,共因失效的分析方法和流程,核电厂特定数据以及通用数据收集和分析以及可靠性数据的应用等方面进行了探讨。  结果  提出了开发AP1000电站特定的设备可靠性数据库的技术路线。  结论  AP1000核电厂设备可靠性数据库的建立和应用,可以积累宝贵的核电厂特定运行、维修、失效、试验等数据,为核电厂运行PSA提供可靠性参数,为运行维修优化、安全管理等多个领域提供重要参考。     

用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为

建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000 kg固态熔渣和9 000 kg液态熔渣。     

AP1000核电机组非核蒸汽冲转可行性分析及计算

对AP1000核电机组装料前核蒸汽供应系统所能提供的有效蒸汽蓄热量以及汽轮发电机系统冲转消耗的热量进行了综合热平衡分析计算.结果表明:AP1000核蒸汽供应系统能够提供足够数量和一定品质的非核蒸汽用以冲动并维持汽轮发电机在额定转速下运行一定时间;AP1000核电机组采用非核蒸汽进行首次冲转是可行的.     

滨海AP1000核电厂总图运输特点分析

阐述了滨海AP1000核电厂主厂房平面布置的特点;结合三门核电工程循环水系统的参数,开展了滨海AP1000核电厂常规岛主厂房地上式布置和整体下沉式布置方案的技术经济比较.分析了滨海AP1000核电厂采用模块化设计和建造技术对总图运输设计的影响.     

废热锅炉取热管的热疲劳失效分析

本文针对废热锅炉取热管的失效进行了调查，从取热管汽水两相流动及材料学的角度，对事故进行分析研究。认为取热管的失效主要由于热疲劳造成的。汽水两相流动与传热分析的结果可以解释破口产生的原因、发生部位及疲劳裂纹的取向。提高水平取热管的工质质量流速，可有效地避免汽水分层、管间脉动及传热恶化，显著延长设备的运行寿命。     

成本收益分析方法在AP1000系统中的应用

介绍了一种适用于核电站的成本收益分析方法,包括需要考虑的因素以及每项因素的计算方法,并将成本收益分析方法应用于AP1000系统,评估AP1000系统实施改造可获得的最大收益。由于AP1000系统的安全性较高,具有较低的堆芯损伤概率和大量放射性物质释放频率,根据该方法计算的最大可获收益相对实施电厂改造而言非常小。因此,单从成本收益分析角度而言,AP1000核电厂实施进一步的安全改进是不必要的。     

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。     

顶置式湿式气缸套失效分析及措施

本文简要阐述了发动机顶置式湿式气缸套主要失效模式,并针对气缸套主要失效模式缸套断裂和穴蚀进行分析,找出影响因素,并提出预防这两种失效模式的几点措施。目的是在设计过程中对关键影响因素合理把控,提高缸套的寿命,避免事故发生。     

AP1000核岛建造危险源辨识及风险评价方法探讨

AP1000是我国引进的第三代核电技术.通过分析三门、海阳核岛建设工程施工特点,运用系统工程手段对危险源的辨识、风险评价方法进行研究,针对目前单独使用LEC法(作业条件危险性评价法)存在的缺陷,提出AP1000核岛危险源的危险源的辨识和风险评价方法.     

AP1000非1E级I&C系统接地研究

主要是针对AP1000依托项目非1E级IC系统的接地需求,结合AP1000核电厂的标准设计要求,综合考虑目前AP1000依托项目的工程实际情况,提出了AP1000非1E级IC系统的接地方案。重点对接地分类、接地要求以及具体的接地方案进行研究。     

AP1000核电项目的设计接口管理研究

研究了三代核电技术AP1000工程项目的设计接口管理体系、模式、传递渠道和工作流程,并对AP1000的设计接口管理工作总结了几点经验反馈,为高效、有序地管理和控制核电项目NI和CI/BOP之间设计接口交换提供了方法和思路。     

AP1000核电项目采购进度偏差及应对措施

以AP1000三代核电项目为研究对象,从设计管理、设备制造、信息库、施工组织等几个方面对采购进度的影响加以研究,分析了国内某沿海AP1000依托项目采购进度偏差,对集团内后续AP1000新项目采购进度偏差管理及具体应对措施提出了相关建议。     

基于分层多维故障识别的核电站主管道预警系统研究

为提高对核电站主管道破裂识别的及时性和准确性,提出一种分层多维故障识别方法,建立主管道的预警系统,在事故初期对小破口主管道破裂进行故障定位和故障程度评估,提高核电站的运行安全。根据核电的机理模型、测试和专家经验等综合确定故障集合、征兆集合和各识别规则,在核电模型中人为引入不同故障位置和不同故障程度的小破口主管道破裂,并利用该预警系统进行识别。结果表明,可在事故初期对微小程度的主管道破裂进行准确的故障定位和故障程度评估,为核电站操作人员提供更完整的多维故障识别结果,从而验证了主管道预警系统的有效性和可行性。     

AP1000核电汽轮机保护配置的探讨

汽轮机保护系统是汽轮机的重要组成部分,对汽轮机的安全稳定运行具有重要意义。对AP1000核电汽轮机保护系统的特点、配置进行了介绍,并对AP1000核电汽轮机保护系统配置的合理性进行了探讨。主要就汽轮机轴振保护、机械超速保护及主油箱低油位保护配置提出了优化建议,对AP1000核电汽轮机保护系统的完善具有一定的借鉴意义。     

AP1000与EPR仪控系统平台对比分析

三代核电技术是目前在建机组安全性较高的技术,而仪控系统是核电站中重要系统之一。通过对AP1000和EPR仪控系统的平台总体结构、软硬件等方面进行分析并做了对比,比较了三代核电仪控系统平台的不同点,得出AP1000仪控系统平台更加安全、可靠。     

核电企业海外专利布局研究

实现技术自主化,进而走出国门抢占国际市场已成为中国核电企业的战略目标,海外专利战略在其中起到至关重要的作用.从宏观和微观层面分析了海外专利布局的必要性,从而明确了可选择的海外专利布局途径.通过分析美国西屋电气公司AP1000的成功案例,了解其技术转让模式及优势,从而为中国核电企业的海外专利布局提供参考.此外,科学的海外专利布局还需在宏观上建立科学管理模式,对目标国进行合理选择,做到目标国的可持续布局,并通过专利许可实现利益最大化.     

AP1000汽轮机旁排阀及控制系统

AP1000核电机组旁排阀的独特结构和控制功能已经成为业界重点研究对象.鉴于此,在理论基础上,利用列举分析的方法介绍旁排阀的现场布置、设计、结构、相关电磁阀的控制情况以及蒸汽排放控制系统(SDCS)的控制方式,使相关领域人员对AP1000旁排阀有更深的了解.     

非能动核电站全厂断电事故的非等压模拟比例分析研究

应用H2TS方法对非能动核电站的全厂断电(SBO)事故进行了比例分析研究.识别并选择了重要热工水力学现象建立相似准则.基于相似准则中的参数关系,提出非等压模拟非能动核电站SBO事故的原理和试验方法,并进行了失真评价和程序预分析.结果表明:温度是非能动核电站SBO事故分析的核心参数;降压、等温模拟方法复现了原型电站的重要热工水力学现象,基本无失真;降压、降温模拟方法因冷却剂的物性差异产生了较小失真,该失真在事故进程中逐渐减小;ADS阀门开启后,降压模拟自动过渡为等压模拟,各项关键参数与原型电站相等.