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安全壳试验期间安全壳内气体在泄漏率测量平台经历了温度、蒸汽分压等参数波动并再次进入平稳的弛豫过程,本文针对判断新稳态建立的标准、气体弛豫时间、影响弛豫过程的因素等内容进行分析,以期通过计算检验统计量进行平稳性检验的方法给出判断平稳的标准,并对弛豫过程中各项参数的时间序列进行序列分解,对各参数的弛豫过程分别进行分析。研究结果表明,安全壳内气体因安全壳加压造成的蒸汽分压不均匀是影响弛豫时间的主要因素。因此,进一步提出控制蒸汽分压不平衡势,以缩短泄漏率结果的弛豫时间。 相似文献
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在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。 相似文献
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安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。 相似文献
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秦山三期重水堆核电工程安全壳结构强度验证试验和整体密封性试验 总被引:2,自引:0,他引:2
《中国核科技报告》2004,(2)
作为我国首座无钢衬里安全壳,秦山第三核电有限公司认真研究了其混凝土吸纳/缓释效应强、贯穿件薄弱等特点,精心准备试验方案和应急处理措施,最终取得了安全壳密封性试验结果和试验耗时居世界同类电站领先地位的佳绩。在试验中开创性地使用了安全壳内部压空自供应系统,实现了不停运壳内工艺系统进行试验的目标;集成、开发了专用于安全壳强度验证试验和安全壳整体泄漏率试验的测试系统;在国内安全壳试验领域率先成功组织了高气压环境下的大规模作业。 相似文献
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对国际上常用的3种安全壳整体试验泄漏率计算方法进行了系统介绍。分别应用上述3种方法对田湾核电厂安全壳整体试验数据进行计算分析,同时对各计算方法的差异以及对结果的影响进行了探讨。结果表明,试验工况下应用3种计算方法所得到的泄漏率计算结果基本相同。 相似文献
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微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置,实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为,开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明,可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面,过滤效率可达60%以上。同时,由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变,容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时,过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。 相似文献
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核反应堆发生放射性泄漏的严重事故后,弥散在安全壳气相空间的放射性气溶胶等物质会在墙壁、设备表面或地面等位置沉积。蒸汽冷凝液的冲刷去除是沉积放射性气溶胶颗粒离开壁面并再次迁移的主要途径之一,掌握沉积气溶胶颗粒的去除迁移规律,对于核事故后的放射性分析评价有重要意义。本文针对冷凝环境下壁面沉积的不可溶气溶胶去除特性展开实验研究,通过测量冲刷去除的气溶胶质量变化,探究壁面倾斜角度、冷凝速率和沉积密度等变量对气溶胶颗粒去除特性的影响,总结了不同工况环境下的沉积气溶胶的质量去除规律及去除份额。本研究可为放射性气溶胶迁移模型验证及优化提供支持。 相似文献
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反应堆燃料包壳破损发生时需要判断其破损程度,为系统及时作出响应提供参考依据。目前使用逃脱率系数表征压水堆燃料包壳的破损程度,但对于裂变气体释放机理缺乏研究。本文采用实验方法研究燃料包壳破损时,非稳态过程中冷却剂压力和温度对裂变气体释放的影响。实验装置基于几何相似性、流动相似性以及闪蒸相变相似性设计,考察了在子通道内冷却剂压力与温度对裂变气体释放的影响,以及闪蒸对非稳态过程中裂变气体逃脱率的影响。实验结果表明:在选取的0.5 mm破口尺寸下,非稳态过程对于气体释放速率没有明显影响,实验中长期逃逸率保持稳定,释放过程符合一级动力学方程。同样冷却剂压力下,冷却剂温度从90℃增长到110℃时,长期逃逸率增长。同样冷却剂温度下,回路压力从0.3 MPa增长到0.5 MPa,长期逃逸率则下降。长期逃逸率与过冷度负相关,表明燃料包壳破口处的液膜对于裂变气体释放有影响。 相似文献
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安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。 相似文献