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1.
本文简单分析了SG2000光工作站AGC电路的原理。  相似文献   
2.
多样化驱动系统(DAS)为反应堆紧急停堆和驱动专设安全设施提供了与保护和安全监测系统(PMS)不同的多样化的后备。本文结合概率安全评价(PSA)分析工具,以功率运行内部事件PSA模型始发事件导致的堆芯损伤频率为度量,筛选出需要DAS提供保护功能的系统,并通过分析事件进程确定了DAS驱动各系统的保护参数信号。结果表明:通过该方法可合理确定DAS的保护功能和参数信号。  相似文献   
3.
本文应用热工水力分析程序Kelap5/Mod3对巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组(C-2)反应堆冷却剂系统的低温超压情况进行分析,计算低温超压瞬态的压力峰值,分析其是否满足低温超压保护限值。  相似文献   
4.
本文探索并研究了一种新的地震易损度算法,基于蒙特卡罗(MC)抽样和最大-最小法计算了单个设备和多个设备组合的最小割集的易损度。最小割集包括3种类型:纯地震失效最小割集、包含非事件的最小割集、地震失效和随机失效混合割集。对于仅包含地震失效的事故序列,可直接采用基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的易损度算法进行计算。涉及地震失效和随机失效混合的事故序列,可采用极限近似方法(MCUB)或其他割集定量化算法进行计算。经对比,基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的地震易损度算法计算结果与理论值一致,为工程应用中的地震易损度计算提供了另一种可行的算法。  相似文献   
5.
本文探索并研究了一种新的地震易损度算法,基于蒙特卡罗(MC)抽样和最大-最小法计算了单个设备和多个设备组合的最小割集的易损度。最小割集包括3种类型:纯地震失效最小割集、包含非事件的最小割集、地震失效和随机失效混合割集。对于仅包含地震失效的事故序列,可直接采用基于蒙特卡罗抽样和最大-最小法的易损度算法进行计算。涉及地震失效和随机失效混合的事故序列,可采用极限近似方法(MCUB)或其他割集定量化算法进行计算。经对比,基于蒙特卡罗抽样和最大-最小法的地震易损度算法计算结果与理论值一致,为工程应用中的地震易损度计算提供了另一种可行的算法。  相似文献   
6.
本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。  相似文献   
7.
基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献,与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低,且随着690TT传热管运行经验的进一步累积,预期SGTR始发事件频率会进一步降低。  相似文献   
8.
本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的设计及其运行机制,以及在缓解小破口失水事故(SBLOCA)中的系统响应,并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统(ECCS)缓解SBLOCA的过程进行比较,给出PXS缓解SBLOCA的特点。  相似文献   
9.
本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。  相似文献   
10.
丧失厂外电源(LOOP)是核电厂概率安全分析(PSA)中一个重要的始发事件。本文首先介绍了基于运行经验的始发频率分析方法,然后根据国内核电厂数据进行初步分析并与通用数据比较,最后以一个能动核电厂为例分析LOOP对堆芯损伤频率(CDF)的影响。分析表明,在功率运行工况下国内核电厂LOOP始发频率要明显低于通用数据(约为1/3),而停堆工况下的频率则接近。LOOP事件是影响核电厂风险的重要因素,本文的分析可为形成国内通用的LOOP始发频率提供参考。  相似文献   
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