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反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析 总被引:1,自引:1,他引:0
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock).按照10CFR50,61[2]和RCC-M规范[1],对安注接管、焊缝和堆芯筒体三个区域,进行了PTS工况评估,分析结果表明,在发生PTS时,压力容器的完整性是能够保证的. 相似文献
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承压热冲击下压力容器断裂力学分析 总被引:1,自引:1,他引:0
依据美国核管会(NRC)最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明:表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。 相似文献
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在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。 相似文献
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田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m3。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(12):1131-1139
In this study, round robin problems for the failure probabilities of a reactor pressure vessel are solved using the probabilistic fracture mechanics code. The flaw distribution and flaw density were modified to incorporate the effects of inspection quality. Then, the impact of the inspection quality and other key parameters on the failure probability was quantitatively evaluated. The results showed that the effect of inspection quality on the failure probability has the same characteristics irrespective of the two quite different transients and the wide range of fluence level. Overall, the various inspection qualities considered in this study resulted in about an order of magnitude difference in failure probability. Additionally, it was found that the effect of warm prestressing on the failure probability depends on the characteristics of the transients. 相似文献
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田湾核电站工程概况和安全设计特点 总被引:1,自引:0,他引:1
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工作进展概况,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER-1000/AES-91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及棒它工程安全设施等方面的改进,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。 相似文献
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文章阐述了田湾核电厂TXS系统模拟量输入冗余通道交叉比较标准偏差的数学模型,分析模拟量输入冗余通道的结构设计。运行实践证明:TXS系统模拟量信号交叉比较设计能够较好地完成对模拟量通道的测试和对通道故障趋势的监测任务,系统设计满足核安全法规标准要求。 相似文献