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王世民 《核工程研究与设计》1996,(17):2-3
安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障,它不仅要能随安全壳内在设计基准事故下所引起的压力,温度升高时所产生的机械应力和热应力,而且还要能承受由于安全壳喷淋系统误动作使安全壳内压力,温度降低所引起安全壳内的负压差。本文用PAREO程序对秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动作民政部下安全壳内压力,温度进行了计算,最后给出了最大负压差为22kPa。 相似文献
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本文简要介绍了不确定性分析的概念,讨论了矩法、离散概率分布法和蒙特卡洛模拟法等三种误差传播方法;对安全壳淋系统无效度的不确定性进行了计算。 相似文献
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为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计(CAD)的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。 相似文献
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小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 相似文献
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【美国《核子周刊》2000年1月6日报道】 1999年12月27日狂风席卷了法国大部分地区,致使法国电力公司(EDF)布莱耶1和布莱耶2核电站的两个重要的安全系统发生故障,4台压水堆机组中有2台进入紧急状态,到1月5日还未完全修复。 12月27日傍晚从西部刮来的大风使吉伦特河河水漫过了电站的防洪坝,淹到了一些厂房。电站管理人员说,2号和4号机组在当日晚上9时停堆,1号机组大概在次日中午12时30分停堆,3号机组也已停堆维护。位于波尔多(吉伦特河港湾)北部的布莱耶核电站的4台900 MW压水堆机组已运行了将近20年。河水是从地下隧道涌入,淹没了1号机组的… 相似文献
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秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据. 相似文献
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 总被引:1,自引:0,他引:1
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 相似文献
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本文详细阐述了秦山核电二期工程安全系统和重要核辅助系统的设计特点,认真总结了安全注入系统、安全壳喷淋系统,蒸发器辅助给水系统,大气排放系统和余热排出系统的设计经验和设计改进,充分说明了秦山核电二期工程安全系统和重要核辅助系统设计的合理性和先进性。 相似文献
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在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。 相似文献