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介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。 相似文献
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杨忠勤 《核标准计量与质量》2011,(4):23-25
我国现有的核电设备鉴定标准仅考虑了设计基准事故下的可用性.福岛核事故后,对严重事故环境务件的设备鉴定已成为国际核电设备鉴定标准的发展趋势.通过对严重事故缓解和处理设备的梳理以及对严重事故环境条件、模拟方法和试验装置的研究,建议从3个方面完善我国核电设备鉴定标准体系,补充严重事故鉴定的内容. 相似文献
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为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆(HFETR)G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是有区别的。因此,本装置可以作为HFETR释热率测量工具,为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。 相似文献
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核电设备国产化已经成为我国核电发展的重要途径。核电设备国产化需要两个方面的能力的提高:一方面是根据规范标准对设备的研发与生产能力;另一方面是根据规范标准对研发的核电设备进行验证性试验的能力。本文针对影响核电设备验证性试验一个重要环节——反应堆LOCA事故模拟试验质量的主要因素进行分析,以求为进一步提高国内LOCA试验装置设计、建造与运行水平提供参考。 相似文献
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三代核电机组在热态功能试验(简称热试)期间需执行加氢钝化,以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢,导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况,分析了问题的相关环节,并在满足系统正常运行要求和工业安全要求的前提下,针对影响因素进行处理和优化,合理改进原有加氢方案,保证热试期间一回路的加氢速率,节约热试工期,对后续三代核电、“华龙一号”机组的建设有参考意义。 相似文献
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AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。 相似文献
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为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与 化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9: 1时,SiC 复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。 相似文献
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为获得燃料组件及燃料相关组件用包壳管的高温爆破性能,研制了薄壁金属管高温爆破试验装置,主要由高压气源单元、试验气氛单元、加热单元、试验台架及测控单元组成。该装置可实现的最高试验温度为1 200 ℃、最高升温速率为10 ℃/s、最大试验压力为100 MPa;可完成压水堆运行工况下的等温高温爆破及模拟事故工况下的瞬态加热高温爆破两种试验。利用该装置完成了316L不锈钢薄壁管的瞬态加热高温爆破试验,获得了600~1 200 ℃、升温速率为5 ℃/s条件下的高温爆破强度(极限环向应力)和周向延伸率数据。试验装置的验证及不锈钢薄壁管的高温爆破试验表明,研制的薄壁金属管高温爆破试验装置满足试验要求,试验灵活方便、控制精度高。 相似文献
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百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验 总被引:3,自引:0,他引:3
对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体. 相似文献
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承压热冲击下压力容器断裂力学分析 总被引:1,自引:1,他引:0
依据美国核管会(NRC)最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明:表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。 相似文献
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AP600属于简易的先进压水堆设计,采用非能动安全系统,该系统起到了现行反应堆(McIntyre和Beck,1992)中能动的应急堆芯冷却系统(ECCS)的作用。为了验证AP600设计能够减缓假想大破口失水事故(LOCA)的后果,采用美国核管会最近批准的LOCA最佳估算方法(BELOCA),在标准安全分析报告中,对AP600大破口LOCA事故进行了分析。WCOBRA/TRAC程序针对AP600的特点进行建模,验证了匾柱型堆芯试验装置(CCrF)和上腔室试验装置(UPTF)的下降段注入试验的有效性,对AP600大LOCA事故工况下喷放和再淹没冷却传热的不确定性进行了再评估,保守的最小膜态沸腾温度用来定义喷放冷却的边界参数。由于采用了局部模型和总体模型,并采用了统计近似方法,再加上初始条件和边界条件的限制假设,BELOCA简化了对计算程序不确定性的定量计算。最终分析得到的95%包壳峰值温度(PCT95)为1186K,满足10CFR50.46的标准,并留有很大的裕量。本文因此得出结论:AP600的设计能够减缓假想大破口LOcA事故后果。 相似文献