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岭澳核电厂二期3号机组调试阶段GCT系统阀门故障的反思 被引量：5
1
作者 李晔 《核安全》 2012年第4期25-27,31,共4页
岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统(GCT)阀门,在机组调试阶段投自动(通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制)后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路,重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停... 岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统(GCT)阀门,在机组调试阶段投自动(通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制)后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路,重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件,全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程,并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。 展开更多
关键词 GCT 阀门故障 自动停堆 安注 原因分析
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压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析 被引量：2
2
作者 闫明晶 朱增培 高原 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期29-34,共6页
安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次... 安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。 展开更多
关键词 安注 控制 拒动 误动
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反应堆直接安注结构热工影响分析 被引量：2
3
作者 曹方方 蒋兴 +2 位作者 翁羽 王燕燕 王海军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期46-51,共6页
建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结... 建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结构下安注管的阻力特性进行了分析。研究结果表明,不同安注管在流动阻力上存在较大差异。研究结果为反应堆压力容器安注管的设计选择提供了重要依据。 展开更多
关键词 压力容器 安注 文丘里 阻力 传热
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安注过程蒸汽直接接触冷凝的数值模拟 被引量：2
4
作者 王高宇 陈伟 +1 位作者 申亚欧 卢涛 《北京化工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期79-86,共8页
压水反应堆发生失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统(ECCS)将过冷的安注水注入到冷管段中,安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝,导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型,在FLUENT平台上对饱和蒸... 压水反应堆发生失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统(ECCS)将过冷的安注水注入到冷管段中,安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝,导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型,在FLUENT平台上对饱和蒸汽与安注水直接接触冷凝过程进行数值模拟,获得直接接触冷凝过程中温度场和压力场的变化情况。结果表明,冷凝主要发生在汽液界面附近,主管内蒸汽流量的增加能够阻止安注水回流现象发生。 展开更多
关键词 安注 失水事故(LOCA) 直接接触冷凝 数值模拟
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反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析 被引量：1
5
作者 王保平 于德勇 韩冰 《科技视界》 2021年第17期179-182,共4页
安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力... 安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 安注 接管嘴 瞬态
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AP1000非动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势 被引量：1
6
作者 张冰伟 《核电工程与技术》 2010年第2期16-23,共8页
AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非能动技术的全面应用。AP1000的非能动堆芯冷却系统作为非能动专设安全设施的核心系统，在设备组成、系统运行等方面都和传统压水堆有很... AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非能动技术的全面应用。AP1000的非能动堆芯冷却系统作为非能动专设安全设施的核心系统，在设备组成、系统运行等方面都和传统压水堆有很大的差异，本文主要介绍了该系统相对于传统压水堆的优势。 展开更多
关键词 AP1000 非能动技术 安注 余热导出
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红花散治疗料伤五攒痛
7
作者 陈传新 毕玉霞 +2 位作者 郭庆华 陈俊英 田良云 《河南畜牧兽医（综合版）》 1994年第4期34-35,共2页
家畜的料伤五攒痛属于现代兽医外科所指蹄叶炎的范畴,它是蹄真皮的弥漫性无败 性的炎症。因患畜站立时四肢攒于腹下、头颈低垂呈五处集攒病状,故称五攒痛。家畜过食浓厚饲料发病。该病发生快、病症重笃,严重影响患畜健康。经用《元亨疗... 家畜的料伤五攒痛属于现代兽医外科所指蹄叶炎的范畴,它是蹄真皮的弥漫性无败 性的炎症。因患畜站立时四肢攒于腹下、头颈低垂呈五处集攒病状,故称五攒痛。家畜过食浓厚饲料发病。该病发生快、病症重笃,严重影响患畜健康。经用《元亨疗马集》的“红花散”辅以撒乌安等疗法,取得较好的疗效。 展开更多
关键词 家畜 浓厚饲料 蹄叶炎 育肠 步样 过食 病状 头颈 安注 饮水不足
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30万机组在主系统大破口下的事故分析
8
作者 于龙 《科技视界》 2019年第3期157-160,共4页
核电发展数十年来,人们已倾于认同核电是一种安全,清洁、高效的能源,核电厂发生严重事故的概率极低。但是,事故一旦发生,可能导致堆芯熔化,不仅对压力容器的完整性造成威胁,且可能致使放射性物质向环境释放。本文通过对30万机组在大破... 核电发展数十年来,人们已倾于认同核电是一种安全,清洁、高效的能源,核电厂发生严重事故的概率极低。但是,事故一旦发生,可能导致堆芯熔化,不仅对压力容器的完整性造成威胁,且可能致使放射性物质向环境释放。本文通过对30万机组在大破口下的事故分析,阐述了即使在破口事故且全厂失电的超设计基准事故下,仍能将反应堆置于安全状态。 展开更多
关键词 LBLOCA 安注 堆芯淹没
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安全注水时环腔含汽率对压力容器近壁流体温度的瞬态变化的影响
9
作者 王海军 罗毓珊 +2 位作者 陈听宽 卢冬华 孙英学 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第S2期43-46,共4页
安全注水时反应堆压力容器中的热工水力特性与反应堆安全密切相关。本文在1/10的模型上进行了环腔含汽率对高温高压下安注时的压力容器近壁流体温度变化的影响的实验;针对3个热冲击敏感区域的部分测点,分析了不同含气率对下降环腔内近... 安全注水时反应堆压力容器中的热工水力特性与反应堆安全密切相关。本文在1/10的模型上进行了环腔含汽率对高温高压下安注时的压力容器近壁流体温度变化的影响的实验;针对3个热冲击敏感区域的部分测点,分析了不同含气率对下降环腔内近壁流体的瞬态混合特性的影响。结果表明:环腔内没有流动时,含汽率对于混合函数较大影响;安注流速较高时,含汽率的影响大大降低;环腔内有流动时,环腔内流体含有少量汽体,对混合函数的影响很小。 展开更多
关键词 含汽率 压力容器 安注 瞬态 混和函数
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含气率对PTS时压力容器内流动与传热的影响
10
作者 罗毓珊 卢冬华 +2 位作者 王海军 陈听宽 陈骏 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第6期980-983,共4页
本文对反应堆压力容器紧急安注时的流动与传热特性在1/10的模型上进行了流动可视化、局部传热系数以及混合函数的试验研究。针对三个热冲击敏感区域的部分测点,比较了环腔流速为0.5m/s、安注流速为1～30 m/s时不同含气率对下降环腔内流... 本文对反应堆压力容器紧急安注时的流动与传热特性在1/10的模型上进行了流动可视化、局部传热系数以及混合函数的试验研究。针对三个热冲击敏感区域的部分测点,比较了环腔流速为0.5m/s、安注流速为1～30 m/s时不同含气率对下降环腔内流动与传热特性的影响,得出并分析了不同测点传热系数、混合函数的变化规律。研究结果表明:随着含气率增大,安注流体与环腔流体的混合增强;下降环腔内的含气率对小安注流速时的流动与传热影响显著,而对大安注流速时影响较小。 展开更多
关键词 含气率 压力容器及下降环腔 安注 流动与传热
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李白一入长安试论
11
作者 陶新民 《河北大学学报（哲学社会科学版）》 CSSCI 1993年第2期9-14,共6页
李白几入长安问题仍是目前学术界争论的一个焦点。本文拟就这个问题提出一点浅见,以证李白只有一次入长安。
关键词 李白 长安 天宝元年 贺知章 终南山 玄宗 安注 梁园 玉真公主 翰林
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核电厂管线中的热分层现象 被引量：7
12
作者 郭德朋 陆道纲 冯预恒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期570-574,共5页
由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中,而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX,采用κ-ε湍流模型,以研究某核电厂安注... 由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中,而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX,采用κ-ε湍流模型,以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象,数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上,通过改变阀门渗漏冷水的流量、支管的结构等参数,进一步研究支管中热分层现象与这些参数的内在关系,从而得出了影响热分层现象的主要原因及热分层现象发生的一些规律。 展开更多
关键词 热分层 安注系统支管 湍流模型 数值模拟 核电厂
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法国—体化压水堆C.A.P述评 被引量：3
13
作者 刘聚奎 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第1期43-47,共5页
本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期短,造价低,已成功地用于法国第二代攻击型核潜艇,适用于小型核动力,有重要参考价值.
关键词 压水堆 CAP堆 一体化 安注系统
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UPM共因失效分析方法在概率安全评价中的适用性 被引量：8
14
作者 仇永萍 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第4期376-380,共5页
对整合部分法(UPM)这个共因失效(CCF)分析方法作了简要介绍,结合30万千瓦核电厂高压安注系统故障树分析,对UPM和另一常用的CCF分析方法作了比较分析,确定了在概率安全评价及系统故障树分析中采用UPM进行CCF分析的有效性、适用性。
关键词 整合部分法 共因失效 概率安全评价 故障树分析 高压安注系统
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需求建模方法在核电需求分析中的应用 被引量：7
15
作者 朱俊志 杨珏 +3 位作者 万蕾 崔军 刘永康 刘青松 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期104-109,共6页
由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题,核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题,本文以安注系统为例,将需求建模方法应用于需求分析:通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等... 由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题,核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题,本文以安注系统为例,将需求建模方法应用于需求分析:通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等手段实现安注系统的需求收集和管理,通过状态图的执行确保顶层设计满足用户需求,通过时序图的比较检查遗漏或不一致的需求等。借助需求建模实现需求的早期验证,确保设计产品符合用户需求,为需求建模在核电设计中的进一步应用提供参考。 展开更多
关键词 需求 建模 核电 安注系统 验证
原文传递
华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究
16
作者 吴小飞 黄茂丽 +5 位作者 张林 聂常华 徐长哲 徐尧 卓文彬 李朋洲 《阀门》 2024年第2期169-173,共5页
作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得... 作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。 展开更多
关键词 华龙一号 安注系统 电动截止阀 可靠性试验
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核级典型电动截止阀FMECA及试验验证
17
作者 林同光 黄茂丽 《阀门》 2024年第3期372-377,共6页
作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故... 作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故障模式及其原因与影响,并根据失效分析结果有针对性地开展寿命试验,以激发潜在的故障,验证分析结果并获得该阀最为典型的失效模式。 展开更多
关键词 安注系统 电动截止阀 故障模式、影响及危害性分析(FMECA)
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反应堆直接安注结构优化及三维流动仿真研究
18
作者 朱紫豪 李国栋 +3 位作者 于天达 莫锦涛 谭佳琦 田长庆 《广东化工》 CAS 2024年第11期24-25,6,共3页
安注结构对于压水堆一回路的压力边界失效时防止堆芯将因为持续的发热而“蒸干”有着重要作用。为此,本文通过对安注结构进行建模仿真计算,分析安注结构对于流动的影响,并基于代理模型进行多目标优化,得出文丘里形式的直接安注结构安注... 安注结构对于压水堆一回路的压力边界失效时防止堆芯将因为持续的发热而“蒸干”有着重要作用。为此,本文通过对安注结构进行建模仿真计算,分析安注结构对于流动的影响,并基于代理模型进行多目标优化,得出文丘里形式的直接安注结构安注管有两个作用。一是节流作用,防止反应堆内的流体倒流,二是与挡流板配合使用,防止安注冷水在大流量时冲到吊篮组件上。通过优化使导流板两侧流动顺畅,导流板两侧压力分布接近,都较为均匀,优化后的导流板受力降低,优化的效果较为明显。 展开更多
关键词 安注结构 流动仿真 优化
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安全注入系统设计研究
19
作者 王广飞 张志明 《价值工程》 2023年第4期71-73,共3页
安全注入系统是核电厂非常重要的专设安全设施之一,其设计需要满足事故分析的要求,即事故工况下注入堆芯的硼水流量应能够保证不同事故工况下堆芯的安全。本文以国内某新堆型为例详细介绍了安注系统的一种设计流程,给出了安注系统配置... 安全注入系统是核电厂非常重要的专设安全设施之一,其设计需要满足事故分析的要求,即事故工况下注入堆芯的硼水流量应能够保证不同事故工况下堆芯的安全。本文以国内某新堆型为例详细介绍了安注系统的一种设计流程,给出了安注系统配置方案和设备的初步选型结果,分析了系统设计中注入点间流量不平衡量的计算及确定方法。最终依据上述条件分别计算了考虑和不考虑注入点间流量不平衡时的安注流量,并根据计算安注流量得出了安注系统流量调试验收准则。 展开更多
关键词 安注系统 不平衡量 安注流量 验收准则
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先进安注箱试验研究 被引量：5
20
作者 王阔 卢冬华 +4 位作者 苏前华 彭帆 邢军 童刚 谢翀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期636-640,共5页
先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水... 先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。 展开更多
关键词 先进安注箱 压水堆 试验研究 安注流量 水力学部件
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