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核电厂主控室无过滤渗漏风(内漏)的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故(LOCA)和发生堆熔的大破口失水事故(LB-LOCA)开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。 相似文献
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为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响,建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型,改进了舱室模型,分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度,开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析,并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍,其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著,有效剂量达到0.628 mSv,甲状腺当量剂量达到6.32 mSv,低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明,在核电厂事故工况下,主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。 相似文献
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文章介绍了核电厂主控室可居留系统的优化设计,阐述了以往核电厂主控室在可居留方面的设计缺陷,通过优化改进,确保了主控室应急区域环境的条件满足人员一定期限的驻留要求,保证主控人员顺利采取事故干预措施,将事故损失及对环境的放射性污染降到最低。 相似文献
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以国内某核电项目为依托,根据美国核安全管理导则Regulatory Guide 1.78-Evaluating the Habitability of a?Nuclear Power Plant Control Room During a?Postulated Hazardous Chemical Release(RG1.78)评估原则,梳理并筛选核电厂中符合要求的化学品,利用ALOHA软件计算发生泄漏后进入主控室的有毒有害气体浓度,评估泄漏后对主控室可居留性影响。从模拟结果看,由于核电厂核岛厂房为封闭设计,主控室通风口位于核岛厂房内部,当发生有毒有害气体泄漏时,主控室通风口处的有毒气体浓度低于毒性限值,不会对主控室可居留性造成重大影响。 相似文献
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AP1000是西屋公司开发的先进非能动压水堆。本文描述了AP1000主控室设备(PDSP和SDSP机柜)抗震鉴定试验的试验目的、试验装置、试验方法、试验内容和试验结果。试验目的在于考核设备的刚度、强度以及其在地震载荷作用时和作用后的性能指标。试验在中国核动力研究设计院核级设备鉴定中心进行。试验中通过正弦扫描和白噪声探查了样机三个轴向的固有频率及阻尼比,并采用多频波法在样机的三个轴向同时输入模拟加速度时程激振,利用地震台台面加速度作为控制信号完成抗震鉴定试验。试验结果表明,样机在试验中及试验后结构完整,功能完好,满足规范要求。 相似文献
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基于恒定流量法,对主控室可居留区气密性试验从试验方法选择、示踪气体注入及取样方法、平衡浓度、试验结果计算等多个维度展开了研究,并在卡拉奇核电项目K2/K3机组进行了改进及应用。结果表明,通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35~50 Pa;通过研究示踪气体混合均匀性影响因素,确定了正压与内漏量的关系,并得出了执行试验的理想正压值约为50 Pa;通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35~50 Pa;在此基础上,通过示踪气体浓度数据对比分析,分析了浓度的波动幅度及规律,提出了促进示踪剂平衡的有效措施,即增加混流设备可以使示踪气体浓度充分均匀,减小浓度的波动幅度。 相似文献
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华龙一号的非能动安全壳冷却系统(PCS)对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示:有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。 相似文献
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核电厂为运行人员提供了主控制室(MCR)作为电厂集中监控中心,并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站(RSS)作为辅助控制室,以在MCR不可用时投入使用,对电厂实施监控,并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求,来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁,不能同时执行。本文通过比较分析,研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足,在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则,供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考,以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。 相似文献
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本文阐述了主控制室的重要性与发展要求。并对如何在先进控制室设计中实施人因工程原则进行了简单介绍。重点论述了核电厂主控制室任务分析的目的与作用、策略与方法、范围与内容,并对初步的任务分类进行了探讨。 相似文献
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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(Reactor Cooling System,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(Core Makeup Tank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加. 相似文献
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我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析(PSA)应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。 相似文献