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郭春秋 《中国原子能科学研究院年报》2009,(1):217-218
AP1000设计中考虑了以下几类严重事故:堆芯和混凝土相互反应;高压熔堆;氢气燃烧和爆炸;蒸汽爆炸;安全壳超压;安全壳旁通。本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。 相似文献
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核电厂发生严重事故时,氢气的大体积氢燃爆可能会严重威胁安全壳的完整性.本文以福岛核电厂氢气爆炸为引题,分析了安全壳氢气产生的来源,给出了氢气的缓解措施,重点分析了AP1000的消氢方案.最后,对比了AP1000与EPR的消氢方案. 相似文献
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AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。 相似文献
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用MELCOR程序对岭澳二期百万千瓦级核电站全厂断电叠加汽动给水泵不能启动严重事故进行(不考虑安全壳缓解措施作用的)具有最大产氢量的分析表明:全厂断电叠加汽动给水泵不能启动的严重事故产生835kg氢气,每台机组在安全壳内安装36台氢气复合器,可使局部的最大氢气浓度〈8.0%,满足氢气浓度〈10%的相关验收准则要求。 当稳压器泄压阀打开到反应堆压力容器失效以后,来自主回路和堆坑的大量蒸汽、空气和汽液共存体首先升到安全壳的顶部,安全壳顶部的氢气浓度低于安全壳中上部的氢气浓度,所以,在安全壳的顶部不会发生氢气爆燃。由于氢气质量比较轻,也不会漫延到安全壳的底部。因此,安全壳中上部的氢气浓度要高于底部和顶部的氢气浓度。安全壳的顶部和下部不安装氢气复合器是安全的。但在反应堆堆坑应适当增加汽(气)体的流动面积,可使堆坑的氢气浓度大大降低。 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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采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变(DDT)状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。 相似文献
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在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则. 相似文献
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第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性. 相似文献
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针对AP1000核电站,基于两流体最佳估算系统程序RELAP5建立热工水力模型,基于Matlab/Simulink软件及工业组态软件建立相关控制系统数学模型,用于对正常给水丧失事故的计算分析。建模数据主要参考AP1000 Design Control Document(AP1000 DCD),由于建模数据不够充分、详尽,模型不够精确,文中事故分析以定性分析为主。计算结果表明:RELAP5具备计算自然循环的能力,计算结果与DCD中正常给水丧失事故结果总体趋势基本一致,非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统能够及时、有效地排出堆芯余热和堆芯衰变热,确保堆芯安全。PRHRS余热排出能力对事故发展有明显影响,模型中PRHRS余热排出能力较强,使冷却剂温度更快地降低到较低水平,导致CMT更早投入以及随后反应堆各参数响应的不同。 相似文献
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文章针对AP1000机组模块化施工的技术和进度特点进行了分析,特别是对AP1000模块化施工面临的挑战和问题进行了深入的分析。这些挑战和问题有些是首台AP1000机组所特有的,有些将在后续AP1000机组建设过程中继续存在,文章分别阐述并提出了几项建议措施。 相似文献
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AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统(PRHRS)热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱(IRWST)的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。 相似文献
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通过对中美核质保法规的比较分析,参考AP1000依托化项目质量保证要求,结合AP1000非能动技术特点和西屋公司质量管理要求,提出了后续AP1000国产化项目质量保证的基本原则要求。 相似文献