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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析 被引量：20
1
作者 袁添鸿 于雷 王川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期248-252,共5页
利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器... 利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3程序 非能动余热排出系统 全厂断电 倒流
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严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析 被引量：16
2
作者 方立凯 陈松 周全福 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期18-22,共5页
使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应... 使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算。计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同。氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性。 展开更多
关键词 氢气浓度分布 严重事故 大破口失水事故 全厂断电
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断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究 被引量：17
3
作者 刘夏杰 刘军生 +2 位作者 王德忠 杨哲 张继革 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期448-451,共4页
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振... 介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化。试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价
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大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价 被引量：12
4
作者 王朝贵 郭建兵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第4期324-327,共4页
对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5... 对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处,而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。 展开更多
关键词 概率安全评价 全厂断电 应急柴油机 堆芯损坏频率 电源不可恢复因子
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大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究 被引量：10
5
作者 齐盼进 肖岷 +1 位作者 孙吉良 张世顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期55-57,61,共4页
在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8... 在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。 展开更多
关键词 大亚湾核电站 全厂断电 严重事故
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压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 被引量：11
6
作者 张龙飞 张大发 徐金良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第11期1028-1032,共5页
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致... 以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923 K时的严重事故缓解措施。计算结果表明:该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 蠕变破裂 下封头
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全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析 被引量：11
7
作者 周克峰 郑继业 +2 位作者 冯进军 石俊英 俞尔俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第8期1464-1472,共9页
全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二... 全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。 展开更多
关键词 福岛核事故 全厂断电 福岛改进项 缓解措施 可控冷却状态
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核电厂全厂断电事故分析 被引量：9
8
作者 陈学锋 《中国核电》 2011年第1期46-51,共6页
全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下... 全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。 展开更多
关键词 全厂断电 严重事故 主泵轴封泄漏 卸压阀
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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 被引量：8
9
作者 张往锁 曹夏昕 +1 位作者 阎昌琪 陈薇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期565-569,共5页
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发... 以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 展开更多
关键词 CPR1000 RELAP5/MOD3.2 全厂断电 辅助给水
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秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究 被引量：8
10
作者 樊申 张应超 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期553-558,共6页
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
关键词 严重事故 全厂断电 放射性裂变产物 源项
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AP1000全厂断电事故分析 被引量：8
11
作者 聂昌举 《核电工程与技术》 2011年第3期16-20,共5页
采LOFTRAN程序的修改版本模拟AP1000电厂全厂断电后的系统瞬态，结果表明：在长时间全厂断电事故情况下，通过非能动余热排出系统（PRHR）和非能动安全壳冷却系统（PCS）的自然循环冷却方式，长期堆芯热量导出能力是足够的。
关键词 全厂断电 自然循环 非能动安全系统
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压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计 被引量：8
12
作者 孔静 张奇 +1 位作者 应亮 刘鹏 《核安全》 2017年第1期75-81,共7页
全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我... 全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。 展开更多
关键词 全厂断电 核电厂 交流电源 移动电源 AP1000 EPR
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全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 被引量：7
13
作者 王宝生 王冬青 +2 位作者 董化平 姜晶 张建民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1514-1521,共8页
在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果... 在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。 展开更多
关键词 APlOOO 非能动余热排出系统 自然循环 全厂断电 瞬态分析
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非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究 被引量：7
14
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 安婕铷 庄少欣 程坤 《核安全》 2018年第1期58-65,共8页
为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技... 为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。 展开更多
关键词 全厂断电 非能动 现象识别与排序 安全判据 事故阶段
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严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析 被引量：7
15
作者 陈耀东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期134-141,共8页
应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段... 应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险。方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa。 展开更多
关键词 全厂断电 MELCOR 蓄压安注箱 稳压器功能延伸 非能动氢气复合
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福岛核事故对核电安全设计的启示 被引量：7
16
作者 邱志超 刘宏帅 《科技视界》 2020年第9期230-231,共2页
日本福岛核事故是迄今为止世界第三起严重核事故,后果非常严重,教训也相当深刻。究其原因,既有极端自然灾害因素,也有早期沸水堆的设计缺陷,以及相关机构的失职和无能。福岛核事故的发生表明现有的核电设计仍有改进空间,包括项目选址、... 日本福岛核事故是迄今为止世界第三起严重核事故,后果非常严重,教训也相当深刻。究其原因,既有极端自然灾害因素,也有早期沸水堆的设计缺陷,以及相关机构的失职和无能。福岛核事故的发生表明现有的核电设计仍有改进空间,包括项目选址、小概率高风险事件、厂坪标高、应急电源等方面。 展开更多
关键词 福岛核事故 严重事故 全厂断电 应急电源 核应急
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摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析 被引量：6
17
作者 程坤 谭思超 +3 位作者 何川 马小雅 刘建昌 杨江 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1989-1996,共8页
为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双... 为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。 展开更多
关键词 海上浮动堆 非能动余热排出系统 全厂断电 海洋条件
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核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析 被引量：5
18
作者 袁凯 黄高峰 +1 位作者 曹学武 李京喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1085-1088,共4页
利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,... 利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 安全壳响应
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非能动核电厂SBO事故风险重要序列耦合定量化
19
作者 杜芸 刘镝 +1 位作者 卓钰铖 张琴芳 《核安全》 2024年第2期29-36,共8页
风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行... 风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行耦合定量化,通过筛选重要序列,确定重要不确定性参数、重要系统,热工模拟事故场景,计算条件失效概率和最终耦合分析得到更具现实意义的堆芯损伤频率(CDF)。在解除了重要系统的成功准则(自动卸压系统的阀门有效数),并且综合考虑了随机参数不确定性(外电恢复时间)和认知参数的不确定性(堆芯补水箱阀门阻力)之后,SBO事故风险重要序列的CDF存在一定程度的下降,这说明原始PSA分析存在一定的保守性,并且由精细的计算分析结论对处理SBO事故得出建设性意见。文章所述计算分析不仅有效地实践了一种新的耦合定量化安全分析方法,重新量化了SBO事故的风险重要序列,而且对优化SBO事故运行规程有一定的指导意义。 展开更多
关键词 风险指引 概率安全分析 非能动核电厂 全厂断电
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某核电工程SBO柴油发电机组设备鉴定方案研究
20
作者 郑添 周园 +1 位作者 马翼 张峰 《科技资讯》 2024年第9期75-77,共3页
全厂断电(Station Block Out,SBO)柴油发电机组在全厂断电事故工况下,除作为水压试验泵的电源外,还为主控室和重要机柜间通风系统、安全壳环形空间通风系统、主泵相关电动阀门及非能动专用电源系统供电,保证控制室某些指示仪正常工作,... 全厂断电(Station Block Out,SBO)柴油发电机组在全厂断电事故工况下,除作为水压试验泵的电源外,还为主控室和重要机柜间通风系统、安全壳环形空间通风系统、主泵相关电动阀门及非能动专用电源系统供电,保证控制室某些指示仪正常工作,并使单元机组运行必需的控制器可用,是核电厂的最后一道安全电源防线,其重要性不言而喻。为了确保设备的可靠性,某核电工程SBO柴油发电机组的安全分级为F-SC3(安全重要的非安全设备),且电气设备需要满足K3类鉴定要求。基于此,对某核电工程SBO柴油发电机组的鉴定要求和项目实施方案进行研究。 展开更多
关键词 核电厂 全厂断电 柴油发电机组 设备鉴定
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