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以我国大亚湾核电站为例,对压水堆电站停堆工况下硼失控稀释的潜在事故谱进行了系统的分析并归类,然后采用PSA方法并基于法国核电站750堆年运行经验反馈数据,对其潜在事故风险进行了定性和定量评价,提出了有针对性的降低事故风险的建议和措施。 相似文献
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硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生,是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。 相似文献
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一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算,并要求在这些 相似文献
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《核电子学与探测技术》2017,(11)
基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。 相似文献
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对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。 相似文献
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简要介绍了目前我国在役压水堆核电站用硼浓度监测仪的工作原理,分析了该仪器使用过程中的标定方法及提高硼浓度测量可靠性的技术措施. 相似文献
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压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。 相似文献
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本文介绍了事故状态下安全壳压力和温度瞬态变化计算程序,重点讨论了CONTEMPT—LT/028程序,并用该程序分析了秦山核电站安全壳在在失水事故状态下的各种响应,研究了一些影响因素。 相似文献
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【世界核新闻网站2009年11月12日报道】当巴西国家电网于2009年11月10日出现故障时,安格拉核电厂的2台核电机组自动关闭。根据该电厂运营商Eletronuclear提供的信息,在失去外部电源时,由应急柴油发电机组维持机组运行,反应堆本身进入通过冷却水的自然循环来维持核安全的状态。 相似文献
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本文总结了目前美国在审批压水堆核电站设计基准事故的后果时所采用的安全标准、主要假定、计算分析方法和计算机程序。在我国核电起步阶段,这套方法可供借鉴。 相似文献
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本文讨论了压水堆核电站堆物理设计的任务和设计准则,扼要地分析了核电站压力堆堆芯设计的发展,进而讨论了堆物理设计计算程序的建立和秦山30千瓦电站堆物理设计的基本情况,并与国外同规模的堆芯设计作了比较。 相似文献
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本文介绍的压水堆核电站运行故障诊断及处理系统软件包,可以帮助核电站运行人员对核电站的异常及事故工况进行诊断和处理,从而将核电站引导到安全状态。该软件包是部分汉化的、内部和外部知识库相结合、在微机上运行的人工智能系统。该系统可以用于运行人员的脱机培训和管理部门对运行人员的考核. 相似文献