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文章着重介绍了核电厂电动阀门的设计基准审查,包括系统层级审查和设备层级审查。系统层级审查是确定电动阀所在系统在电厂执照要求范围内最差的运行工况,设备层级审查是确定阀门的结构强度限值、降电压执行机构的输出能力、阀门所需的推力/扭矩、执行机构的输出能力和执行机构输出能力裕量。通过阀门设计基准审查的实施,计算出阀门执行其安全相关功能所需的最小推力/扭矩,确定当前安装的电动执行机构在假定的事故工况下,能否提供所需的推力/扭矩,用以保证电动阀在事故工况下执行其安全功能。 相似文献
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厂址安全、环境保护和应急准备是评价核电厂厂址适宜性主要关注的3个方面.本文概述了核电厂选址法规的基本要求,以及目前核电厂选址放射性后果分析中存在的问题,对选址阶段放射性后果审查中应当注意的几个问题进行了讨论. 相似文献
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在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。 相似文献
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福岛事故后,同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故(包括严重事故)的后果开始受到关注,为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明,水压试验泵和安全壳过滤排放系统(EUF)为双堆公用,对双堆超设计基准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在现有电厂中的潜在改进选项,从尽量减少硬件改动的目的出发提出了最可能的改进方案。其中EUF交替排放仅仅通过操作规程的变化,凭借一套公用系统即可实现双堆的卸压目的。进一步计算也证明,合理选取交替排放的时间窗口,EUF交替排放在最保守及最现实的事故情况下均能确保双堆安全壳的安全。 相似文献
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压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论:(1)事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。(2)大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR.G.1.4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR.G.1.145描述的概率论方法进行估算。(3)场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。 相似文献
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建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 相似文献
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核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明:在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。 相似文献
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《核安全》2016,(3)
核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用"欧洲用户要求(EUR)"文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同"大量释放"间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。 相似文献
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本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论.其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件,以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析.并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论. 相似文献
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本文基于田湾核电厂址1998年9月1日至1999年8月31日一整年的逐时气象数据、SF6实测扩散参数和评价区(40km×40km)各网格(2km×2km)人口分布等实测资料,对依据秦山、田湾核电厂址和惠安拟选核电厂址多年逐时气象数据统计分析后提出的五个天气取样候选方案,估算了某假想事故在评价区内造成的集体剂量,得到事故集体剂量余补累积概率分布函数(即CCFD曲线)。同时应用整年“逐时滑移”事故释放起始时刻方法计算了事故集体剂量的CCFD曲线,即“标准”CCFD曲线,并将五类天气取样候选方案获得的95%累积概率水平事故集体剂量值与由“标准”CCFD曲线得到的相应值作比较。结果表明,天气取样候选方案四最佳,此方案给出的95%累积概率水平事故集体剂量与由“标准”CCFD曲线得到的相应值的相对偏差仅为3%。 相似文献
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《核动力工程》2015,(1):132-136
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。 相似文献