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1.
多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明,双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站,对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明,丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析,并对其他筛选结果给出后续分析建议,为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。  相似文献   
2.
3.
文章对核电厂安全级连续工作制电动机的鉴定目标、服役环境条件、鉴定寿命、老化分析、设计基准事件模拟试验、状态监测等鉴定要素进行了系统化阐述,并对鉴定方法和鉴定程序进行了总结,可以为鉴定单位编制具体的安全级连续工作制电动机鉴定规程和开展具体的鉴定活动提供有效指导。  相似文献   
4.
根据三代核电厂对各类特殊信号传输要求,以三同轴导体组件为例,针对三同轴电缆贯穿安全壳及其射频信号传输的特殊要求,对电气贯穿件专用的三同轴导体组件的设计、制造、工艺试验及型式试验进行了阐述。最终的型式试验结果表明,三同轴导体组件的结构设计合理、制造工艺可行,能够满足三代核电厂电气贯穿件技术要求,其研究成果可直接应用于三代核电厂电气贯穿件的设计。   相似文献   
5.
黄倩倩  吕炜枫  熊军 《辐射防护》2019,39(5):391-395
压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。  相似文献   
6.
为研究沿海台风中的风生飞射物对核电厂电气设备的冲击破坏,以核电厂户外高压电气设备的陶瓷绝缘材料为研究对象,基于LS-DYNA和HyperMesh,分析陶瓷部件在小球和钢管打击下的破坏情况。结果表明:在受到钢管垂直打击时,陶瓷部件很容易发生破坏;在受到小球冲击时,陶瓷部件局部表面发生破坏。进一步计算得到小球对陶瓷部件的临界破坏冲击速度,可为后续设计和研究提供参考。  相似文献   
7.
隔震技术能有效减小核电厂上部结构的加速度响应,但强地震作用下隔震层位移过大会导致管道断裂。本文基于曲面运动原理及预压弹簧伸缩特性提出了一种负刚度阻尼系统,通过球铰在拱球面曲线运动实现负刚度特性,并在弹簧压缩方向提供黏滞阻尼性能。提出了负刚度系统的理论恢复力模型并进行了力学特性分析,设计了负刚度装置并完成了静力试验,结果显示理论恢复力模型与试验结果的一致性较理想。将核电厂负刚度阻尼隔震结构与核电厂隔震结构进行了地震响应对比分析,比较了不同地震波输入下的地震响应。结果表明负刚度阻尼系统可有效同时减小核电厂上部加速度响应和隔震层位移响应。  相似文献   
8.
应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。  相似文献   
9.
情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识(SSA)水平及行为形成因子(PSF)对班组SSA的影响,基于情景意识全面评估技术(SAGAT)建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明,个体SA(ISA)水平与SSA水平有关,ISA级别越高,SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响,PSF的状态水平越高,ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景,操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同,这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好,ISA和SSA水平就越高。最后,通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平,主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。  相似文献   
10.
核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备,承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能。通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国产在役DDG-1型电气贯穿件更换改造项目的实施,分析了秦山核电厂一期工程在役电气贯穿件设备现状和改造的必要性;针对在役核电厂更换改造工期短和贯穿件密封性能验证难等问题,通过优化检验工序、制作专用检漏工装的方法,缩短了贯穿件改造的工期并验证了贯穿件密封性能。   相似文献   
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