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为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。 相似文献
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热管反应堆(HPR)的应用对无人自主运行技术提出了迫切需求,将自主运行技术应用于HPR,可实现状态感知、趋势预测、策略优化;能够有效避免人因失误;提升HPR技术性能、拓展核动力应用领域。以MegaPower热管堆为研究对象,以HPRTRAN程序为分析工具,针对热管堆运行过程中的重要组成——HPR启堆过程开展基于自主运行的研究,建立了适用于HPR启堆的、由监测诊断层-预测层-决策层组成的自主运行框架,初步开发了HPR自主运行系统。研究结果表明,自主运行系统预测结果准确性较高,决策方案较为科学且具备一定可行性。相关研究成果可为后续全面实现HPR无人值守自主运行奠定基础。 相似文献
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概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。 相似文献
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核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化可以在确保安全的前提下,实现在线维修,提高安全系统维修工作的灵活性和维修质量。本文对核电厂风险指引型AOT优化方法开展研究,包括AOT优化对象的确定、传统工程分析、概率安全评价(PSA)和性能监督,针对AOT优化PSA分析过程中的关键技术进行了深入的分析,包括AOT优化对电厂安全的影响,PSA模型的修改及风险影响评估等方面。本文将该方法应用于某电厂低压安注系统的AOT优化,评价结果表明低压安注系统两列不可用时,后撤时间从31小时延长到7天是可以接受的。 相似文献
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华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。 相似文献
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华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。 相似文献
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本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。 相似文献
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为保证我国正在新建的某研究堆安全运行,通过介绍该研究堆应急电力系统的设计准则、系统结构、功能、设备组成等,分析系统的柴油发电机组、不间断电源(UPS)以及安全级蓄电池组的容量确定过程中应考虑的关键要素,并设计了一套应急电力系统作为反应堆的专设安全设施,对其容量进行了计算。结果表明:该系统的柴油发电机组容量1000 kV?A、不间断电源最大容量600 kV?A、安全级蓄电池组最大容量5000 Ah,在2路外电源丧失后能不间断地向反应堆安全系统供电72 h。因此,该应急电力系统能够保证反应堆安全运行。 相似文献
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介绍了美国核管会(NRC)根据风险信息对生产与应用核设备的许可证审批(10 CFR 50)中的安全要求进行评估、修改和补充的技术框架,主要包括高层纵深防御策略、定量安全目标以及评估步骤等内容。从风险的角度,对核电站运行和维修管理的一些分析和应用实例进行了简要介绍。 相似文献
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安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构(IAEA)2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件(SSC)安全分级导则(SSG-30),其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。 相似文献
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介绍了田湾核电站水-水高能反应堆(VVER)机组松脱部件监测系统(LPMS)的设计和设备结构组成,描述了其设计与美国核管会(NRC)RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性,分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能,在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验,获取与压力容器相关的传感器信号的响应,验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。 相似文献
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本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。 相似文献
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在高通量工程试验堆(HFETR)的运行许可证延续(OLE)申请中,为了论证反应堆老化管理的有效性,采用“原则依据国际原子能机构(IAEA)老化管理导则,操作借鉴美国核电厂执照更新(LR)流程”的策略,对研究堆老化管理审查(AMR)技术进行了研究,确定了HFETR的安全论证基准、范围划定、对象筛选方法、AMR实施流程。通过AMR过程证明了识别的老化效应能够被HFETR老化管理大纲(AMPs)有效地管理,从而确保反应堆在延寿运行期间具备可接受的安全水平。本文提供的AMR技术可为国内研究堆开展OLE申请活动和建立老化管理体系提供工程应用参考。 相似文献