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事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。 相似文献
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中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探 总被引:1,自引:0,他引:1
CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10~15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。 相似文献
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蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作, 具有较高的辐射风险。本文介绍了CPR1000型核电机组蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板的相关工作和在工作中如何通过辐射风险分析、优化人力安排、强化模拟培训、落实经验反馈等措施, 从而降低集体剂量的实践过程, 目的是总结经验, 为今后其他同类机组大修开展相同工作提供改进建议。 相似文献
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延伸运行(SO)是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。 相似文献
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探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线. 相似文献
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AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 相似文献
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介绍了AP1000核电站堆外核测系统的设计理念和特性。针对AP1000与VVER1000两种堆型的堆外核测系统,在系统结构、仪表类型和量程范围等方面进行的差异进行了分析。 相似文献
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CANDU6堆调试期间的物理启动和物理调试试验主要在B阶段和C阶段进行,同时也包括A阶段的堆芯装料后的临界监督。基于韩国月城4号机组的物理调试,介绍了物理调试试验数据的预模拟分析、试验方法以及试验结果的分析和评估,并指出了试验中的重要注意事项。 相似文献