检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2012年第5期33卷 83-86页

作者：何劼张彬彬上海核工程研究设计院上海200233

在构建核电厂概率安全评价可靠性通用数据库时,通常难以确定核电设备的超参数值。如果超参数的值不准确,那么堆芯损伤频率的不确定性分析结果将受到影响,而且也难以开展设备可靠性参数的贝叶斯更新。为解决这方面问题,根据经验贝叶斯方... 详细信息

在构建核电厂概率安全评价可靠性通用数据库时,通常难以确定核电设备的超参数值。如果超参数的值不准确,那么堆芯损伤频率的不确定性分析结果将受到影响,而且也难以开展设备可靠性参数的贝叶斯更新。为解决这方面问题,根据经验贝叶斯方法,研究从设备失效记录得到可靠性通用数据过程中的统计学模型和参数估计方法,重点讨论矩法估计和极大似然法估计的数学原理,并通过举例介绍这两种方法的实际应用。

关键词：概率安全评价设备可靠性贝叶斯方法矩法估计极大似然法估计

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Mid-loop工况冷凝回流冷却措施分析

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原子能科学技术 2013年第10期47卷 1778-1781页

作者：杨亚军张琨上海核工程研究设计院上海200233

核电厂在Mid-loop工况下由正常余热排出(RHR)系统移出堆芯衰变热,一旦丧失RHR系统,若不采取措施,堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本工作以300 MW核电厂为对象,采用RELAP5/Mod3.2程序对Mid-loop工况下丧失RHR系统时的冷凝回流冷却措施... 详细信息

核电厂在Mid-loop工况下由正常余热排出(RHR)系统移出堆芯衰变热,一旦丧失RHR系统,若不采取措施,堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本工作以300 MW核电厂为对象,采用RELAP5/Mod3.2程序对Mid-loop工况下丧失RHR系统时的冷凝回流冷却措施进行分析。结果表明,在RCS回路封闭的情况下,两台蒸汽发生器(SG)均充满水,或1台SG充满水且辅助给水系统可用时,通过冷凝回流可维持24h堆芯不裸露,即冷凝回流是可行的缓解措施之一。

关键词： Mid—loop 正常余热排出冷凝回流

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严重事故下安全壳内环境条件计算分析

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核动力工程 2006年第z1期27卷 13-17页

作者：陈松刘鑫史国宝朱鑫官蔡剑平上海核工程研究设计院 200233

参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条... 详细信息

参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析。结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件。

关键词：严重事故安全壳环境条件堆腔氢气缓解设施喷淋

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PSA在三门与海阳核电厂SWS泵配置影响分析中的应用

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原子能科学技术 2013年第3期47卷 449-452页

作者：詹文辉颜珍上海核工程研究设计院上海200233

结合三门和海阳核电厂厂用水系统的实际设计,考虑各运行工况下的运行要求,特别是系统布置相关性的影响,通过概率安全评价(PSA)建模确定了系统可用性情况及其相应的风险结果。基于风险分析的结果,为三门核电厂的设计缺陷提出了合理的改... 详细信息

结合三门和海阳核电厂厂用水系统的实际设计,考虑各运行工况下的运行要求,特别是系统布置相关性的影响,通过概率安全评价(PSA)建模确定了系统可用性情况及其相应的风险结果。基于风险分析的结果,为三门核电厂的设计缺陷提出了合理的改进建议方案,从而提高了该电厂的安全性和经济性。同时结合海阳核电厂的实际情况,分析结果认为基本无改进必要,充分体现了PSA对设计的支持和指导作用。

关键词：概率安全评价厂用水系统 PSA应用

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核设施结构单向模态反应组合新方法的应用研究

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核动力工程 2010年第6期31卷 15-19页

作者：柳胜华夏祖讽上海核工程研究设计院上海200233

介绍了新版RG1.92导则推荐采用的核电厂中系统、结构和部件(SSCs)地震反应谱分析所用的单向模态组合的新方法,利用ANSYS程序自带的APDL语言的可编程特性编制了相应的程序,实现了模态反应新组合方法的应用。根据编制的程序对某一管道进... 详细信息

介绍了新版RG1.92导则推荐采用的核电厂中系统、结构和部件(SSCs)地震反应谱分析所用的单向模态组合的新方法,利用ANSYS程序自带的APDL语言的可编程特性编制了相应的程序,实现了模态反应新组合方法的应用。根据编制的程序对某一管道进行了计算,并将计算结果与完整的二次组合法(CQC组合法)及双倍和组合法(DSUM)的计算结果进行了对比。结果表明,本文编制的程序是合理的。

关键词：核电厂模态组合二次组合法反应谱分析新方法

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乏燃料池丧失冷却后燃料操作区域温度压力的响应分析

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核动力工程 2016年第6期37卷 104-108页

作者：王国栋王喆扈本学上海核工程研究设计院上海200233

在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,... 详细信息

在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,面板自动打开,缓解燃料操作区域的增压过程。本文应用GOTHIC程序8.0版本分析事故后燃料操作区域的三维温度场和压力响应。研究结果表明:在事故后的不同时刻,燃料操作区域存在不同程度的温度分层现象;在事故后约7500 s时刻,可熔机构熔断,蒸汽释放面板开启,燃料操作区域压力迅速降低,此后维持在较低压力水平。

关键词：燃料操作区域蒸汽释放面板 GOTHIC 温度压力响应

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乏燃料贮存格架在组件跌落事故中的冲击分析

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振动与冲击 2010年第12期29卷 187-189页

作者：张万平徐定耿陈松谢永诚姚伟达上海核工程研究设计院上海200233

为解决乏燃料贮存格架在组件跌落事故中的冲击分析问题,对ANSYSLS-DYNA程序在弹塑性条件下的冲击分析功能进行开发,并运用于300 MW压水堆核电厂乏燃料贮存格架受乏燃料组件撞击的仿真分析中,采用应变失效和变形失效的方法对乏燃料贮存... 详细信息

为解决乏燃料贮存格架在组件跌落事故中的冲击分析问题,对ANSYSLS-DYNA程序在弹塑性条件下的冲击分析功能进行开发,并运用于300 MW压水堆核电厂乏燃料贮存格架受乏燃料组件撞击的仿真分析中,采用应变失效和变形失效的方法对乏燃料贮存格架进行安全评定,证明现有的设计满足安全要求。所应用的弹塑性冲击分析方法,以及对乏燃料贮存格架评定的方法同样适用于其它核电设备。

关键词：乏燃料贮存格架乏燃料组件跌落冲击仿真分析

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应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析

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原子能科学技术 2015年第12期49卷 2176-2180页

作者：王国栋王喆扈本学王章立张今朝上海核工程研究设计院上海200233

安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现... 详细信息

安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现象识别和排序表(PIRT)中各种现象对安全壳压力的影响程度。研究结果表明:质能释放现象、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。

关键词：非能动安全壳冷却系统 DAKOTA WGOTHIC 安全壳压力敏感性分析

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柴油发电机组抗震分析

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振动与冲击 2009年第12期28卷 193-197页

作者：邓晶晶上海核工程研究设计院上海200233

根据相关核安全法规的要求,核电厂中所有的抗震Ⅰ类设备均应进行抗震鉴定,以保证能承受安全停堆地震和运行基准地震载荷,并保证在地震发生时和地震后均能履行其安全功能。本文采用分析方法对抗震Ⅰ类设备柴油发电机组进行抗震鉴定,对包... 详细信息

根据相关核安全法规的要求,核电厂中所有的抗震Ⅰ类设备均应进行抗震鉴定,以保证能承受安全停堆地震和运行基准地震载荷,并保证在地震发生时和地震后均能履行其安全功能。本文采用分析方法对抗震Ⅰ类设备柴油发电机组进行抗震鉴定,对包括柴油机、发电机、齿轮箱和公共底架在内的柴油发电机组建立有限元模型进行抗震分析,并根据相关规范和标准对柴油发电机组各部件进行应力评定和强度校核,对柴油发电机组在地震载荷下的结构完整性作出评定。在此基础上对不同模态数扩展下的谱分析结果和静力系数法的计算结果进行比较研究。

关键词：柴油发电机组有限元抗震分析

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三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析

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核动力工程 2013年第4期34卷 20-22,94页

作者：曹克美许以全史国宝蔡剑平上海核工程研究设计院上海200233

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3... 详细信息

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。

关键词：严重事故压力容器内滞留堆芯熔融物底部重金属层

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