检索结果-内蒙古大学图书馆

大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析

原子能科学技术 2015年第6期49卷 1088-1094页

作者：戚展飞樊普上海核工程研究设计院上海200233

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系... 详细信息

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。

关键词：长期堆芯冷却旋启式止回阀非能动安全注射

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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

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原子能科学技术 2014年第2期48卷 291-297页

作者：徐财红史国宝上海核工程研究设计院上海200233

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... 详细信息

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。

关键词： APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故

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压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

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原子能科学技术 2012年第8期46卷 961-967页

作者：毕光文司胜义张海俊上海核工程研究设计院上海200233

利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中... 详细信息

利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。

关键词：钍-铀燃料循环乏燃料放射性毒性衰变热 γ射线

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应用GOTHIC程序三维模型模拟综合性能试验热工响应过程

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原子能科学技术 2017年第11期51卷 1960-1967页

作者：王国栋杨建锋韦胜杰王章立王喆张迪上海核工程研究设计院上海200233

本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验... 详细信息

本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验数据和程序计算结果,研究试验壳大空间的热工响应特性和程序模型的适用性。研究结果表明:程序模型能很好地分析试验壳温度、压力变化趋势,尤其是在蒸汽大流量喷放后阶段,程序分析结果和试验结果符合很好。另外,喷口的射流类型会显著影响大空间温度分层现象,进而影响蒸汽在试验壳体内壁面的冷凝过程。该研究结果可为后续应用GOTHIC程序分析非能动核电厂安全壳响应的可行性提供参考和借鉴。

关键词：非能动安全壳冷却系统 GOTHIC程序综合性能试验排热过程

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基于不确定性与敏感性分析的FA300燃料棒燃耗限值研究

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原子能科学技术 2013年第10期47卷 1817-1823页

作者：丁阳陈瑜周勤上海核工程研究设计院上海200233

燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义,而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础,工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏... 详细信息

燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义,而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础,工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏感性。本工作采用基于人工神经网络的响应面方法,对相应数学模型进行显式重构,在响应面上进行抽样统计获得不确定性信息;而对于特定形式的人工神经网络,通过简单的代数运算获得敏感性信息。基于这一方法的研究表明,FA300燃料棒的极限准则为包壳腐蚀及包壳应变。结合秦山一期加深燃耗组件随堆考验的检测结果,以及国际上相关使用经验,从燃料性能分析的角度给出FA300燃料棒的燃耗限值为55 000MW·d/tU。

关键词：燃料棒不确定性敏感性燃耗限值人工神经网络响应面

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核电厂离子交换树脂净化能力模拟实验研究

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1745-1751页

作者：漏汇柳丹刘杰安王鑫朱来叶陈斌翁明辉上海核工程研究设计院上海200233

实验选取核电厂废液中典型裂变产物和腐蚀产物离子(Cs+、Sr2+、Co2+)配制水样,针对不同类型树脂、不同树脂层高以及不同床体积流速进行动态交换吸附实验,重点比较了不同条件下核级树脂净化能力(去污因子)的变化。结果表明:树脂层高的增... 详细信息

实验选取核电厂废液中典型裂变产物和腐蚀产物离子(Cs+、Sr2+、Co2+)配制水样,针对不同类型树脂、不同树脂层高以及不同床体积流速进行动态交换吸附实验,重点比较了不同条件下核级树脂净化能力(去污因子)的变化。结果表明:树脂层高的增加对去污效果的影响显著,特别是高交联度的树脂,对Cs+、Sr2+、Co2+的去污因子可增加约200%以上;在一定范围内提高床体积流速对树脂的去污效果存在影响,高交联度的树脂流速提高后去污因子有明显上升趋势;在10BV/h(BV=进水流量/树脂装填量)流速下树脂交联度的高低对水样的去污效果影响不明显;在1mg/L水样浓度下,大孔型阳树脂的去污效果较凝胶型阳树脂好;同等条件下,氢/氢氧型混合树脂处理离子态杂质的去污效果较单独的氢型阳树脂好。

关键词：核电厂废液离子交换树脂去污因子

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核电厂运行规程整定值研究

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核动力工程 2017年第2期38卷 134-139页

作者：施锦上海核工程研究设计院上海200233

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息... 详细信息

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。

关键词：整定值运行规程运行安全

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多模式机械补偿运行特性研究

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原子能科学技术 2016年第4期50卷 684-690页

作者：叶青杨波党哈雷施建锋上海核工程研究设计院上海200233

经济、灵活及高自动化的运行控制策略是先进核电厂的设计目标之一。为适应这一发展趋势,近年来国际上提出了机械补偿运行控制的设计理念。机械补偿是一种主要通过控制棒的移动补偿堆芯反应性变化和控制轴向功率分布的先进控制策略。本... 详细信息

经济、灵活及高自动化的运行控制策略是先进核电厂的设计目标之一。为适应这一发展趋势,近年来国际上提出了机械补偿运行控制的设计理念。机械补偿是一种主要通过控制棒的移动补偿堆芯反应性变化和控制轴向功率分布的先进控制策略。本文分别在基本负荷、负荷跟踪及启动/再启动运行模式下对机械补偿运行特性进行了研究。研究表明:机械补偿能自动实现堆芯的有效控制,并使功率峰因子保持在较低水平,是一种灵活、有效、经济的运行控制策略。此外,针对机械补偿运行对核电厂设计的影响进行了初步分析。

关键词：机械补偿基本负荷负荷跟踪启动运行

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多样化驱动系统保护功能及保护参数信号确定

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1647-1652页

作者：詹文辉张彬彬徐珍上海核工程研究设计院上海200233

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... 详细信息

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。

关键词：多样化驱动系统保护功能分配保护参数信号

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热泵蒸发技术在放射性废液处理中的应用

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原子能科学技术 2012年第B09期46卷 147-152页

作者：黄镜宇黄珏上海核工程研究设计院上海200233

简要介绍热泵蒸发技术的工艺流程,提出利用热泵蒸发技术替代传统的自然(或强制)循环蒸发技术处理核电站放射性废液。根据热泵蒸发过程的物料衡算与热量衡算结果,采用热力学方法对热泵蒸发过程进行分析,阐明热泵蒸发技术的节能优势。结... 详细信息

简要介绍热泵蒸发技术的工艺流程,提出利用热泵蒸发技术替代传统的自然(或强制)循环蒸发技术处理核电站放射性废液。根据热泵蒸发过程的物料衡算与热量衡算结果,采用热力学方法对热泵蒸发过程进行分析,阐明热泵蒸发技术的节能优势。结果表明:在特定的设计条件下,热泵蒸发过程的热力完善度和有效能利用率可分别达75%和90%,从理论上证明了热泵蒸发的节能优势。

关键词：热泵蒸发放射性废液节能

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