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AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。 相似文献
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介绍浙江三门、山东海阳核电项目核岛环吊试验各阶段的工作内容、试验方法及试验过程中出现的问题及解决方法,提出先进非能动型压水堆核电技术(AP1000)项目环吊国产化改进建议,为后续AP1000项目核岛环吊的国产化及调试提供借鉴。 相似文献
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潜在通路分析技术在AP1000核电厂主回路设计中的应用 总被引:2,自引:0,他引:2
潜在通路分析是一种常用于提高电路设计可靠性的方法。给予功能延伸,将潜在通路分析(S C A)技术引入AP1000核电厂主回路系统的设计分析。通过建立和主回路工艺特性相适应的模型,并采用人工路径搜索技术,判明标准设计中存在潜通路,再通过分析提出了工程上较为可行的方案,算例表明该方案可明显降低潜通路的影响。 相似文献
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三门核电AP1000机组辐射防护设计分析 总被引:1,自引:0,他引:1
三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。 相似文献
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AP1000与一般压水堆不同的是其一回路采用注锌加氢技术,使其一回路氧化膜特性发生变化。试验在高压釜中模拟AP1000一回路水化学工况,研究F304L、F316、690三种反应堆主工艺设备材料表面生成的氧化膜特性。结果表明,氧化膜为双层结构,外层氧化膜成分主要是Fe2O3及Fe3O4。F304L不锈钢与F316不锈钢内层氧化膜主要是ZnCr2O4,注入的Zn元素取代了FeCr2O4中的铁元素,形成了致密的ZnCr2O4 氧化层,内层氧化膜存在少量ZnO和ZnFe2O4。690合金的氧化膜内层为ZnCr2O4,同时存在较高含量的ZnO和ZnFe2O4。与前两者不同的是,690合金的氧化膜含少量的二价镍,以NiFe2O4和NiCr2O4形式存在。加锌加氢使得氧化膜更加致密,也明显变薄。 相似文献
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根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。 相似文献
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AP1000核电机组60 a的设计寿命对二回路水质提出了更高要求。为保证水质并提高系统固有安全性,海阳核电站凝结水精处理采用无阀旁路工艺,通过增加后置过滤器、改进再生设备、优化再生工艺来控制硫酸根的生成,防止蒸汽发生器不锈钢腐蚀;凝结水精处理系统调试时按照西屋分包模式进行,对调试过程中出现的一些情况进行了经验反馈。 相似文献
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描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。 相似文献
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首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明:预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO(概率论方法)和VERA(确定论方法)的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。 相似文献
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AP1000核电站在提高安全系数的基础上,充分利用大量的非能动技术,取消了应急柴油发电机等核级能动设备,减少了操作员的干预动作,降低了人因因素的影响。使用尽可能少的系统和设备,使得布置简化;采用了维修周期更长甚至免检修的先进设备,减少系统及设备之间的接口,提高了核电厂自身应对各种严重事故或自然灾害的安全响应能力。其中主泵系统由于它的重要性和特殊性,也是技术引进的重点项目;文章通过对主泵的作用和电气系统原理分析,阐述了电气设备的配置及特殊结构。 相似文献
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为了分析AP1000核电厂各种潜在的严重事故对周围公众的影响,采用MACCS程序模拟释入大气中气载放射性物质的弥散过程,对6种代表性释放类别进行剂量风险定量化分析。计算结果表明,事故后24 h内厂址边界附近公众的急性红骨髓剂量风险为1.96×10-7 Sv/(堆•年),该风险大部分来自安全壳旁通释放(BP);早期健康效应风险在10-10~10-9 Sv/(堆•年),且随着与反应堆距离的增大降幅明显;集体全身有效剂量风险为6.94×10-4 人•Sv/(堆•年),引发的癌症致死风险非常低。研究结果还表明,核事故后及时撤离将显著降低公众剂量风险。 相似文献
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在简要介绍AP1000核电机组主回路相关水过滤器及其相关设备概况的基础上,通过分析废滤芯从过滤器容器中取出、转运至废滤芯存放池以及新滤芯安装就位的整个操作工艺,提出滤芯更换和转运操作的工艺流程,相关设备的设计也贯穿于整个过程。合理的工艺与屏蔽完善的设备结合,可以最大限度地降低作业过程中人员的辐照风险,有效防止对操作设备和周围环境产生放射性污染。同时,就滤芯更换和转运过程中存在的问题为后续项目提出改进建议。 相似文献
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在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的严重事故序列(蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂),使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。 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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在宁德核电一号机组二回路水质控制和管理实践中,采用全方位控制的水化学管理方法,即机组调试期间设备的保养和冲洗、大小修过程化学控制、启机过程中二回路完全冲洗和净化、运行期间水质的调节和控制,并把这一管理方法全面贯彻到机组调试、大小修和日常生产的水质控制实践中,成效显著。重要参数分析结果证明,二回路和蒸汽发生器水质优良,最大限度地减少了设备腐蚀。 相似文献