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非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析 被引量:14
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作者 刘晓强 徐雪莲 +1 位作者 孟凡江 石秀强 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期74-78,共5页
安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能... 安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。 展开更多
关键词 涂层 无机锌 非能动核电站 安全壳 设计寿命
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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量:12
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作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页
AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多
关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除
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Conceptual Strategy for Mitigating the Risk of Hydrogen as an Internal Hazard in Case of Severe Accidents at Nuclear Power Plant Considering Existing Risks and Uncertainties Associated with the Use of Traditional Strategies
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作者 Arman Grigoryan 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第3期165-177,共13页
Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydroge... Hydrogen challenge mitigation stands as one of the main objectives in the management of severe accidents at Nuclear Power Plants (NPPs). Key strategies for hydrogen control include atmospheric inertization and hydrogen removal with Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) being a commonly accepted approach. However, an examination of PAR operation specificity reveals potential inefficiencies and reliability issues in certain severe accident scenarios. Moreover, during the in-vessel stage of severe accident development, in some severe accident scenarios PARs can unexpectedly become a source of hydrogen detonation. The effectiveness of hydrogen removal systems depends on various factors, including the chosen strategies, severe accident scenarios, reactor building design, and other influencing factors. Consequently, a comprehensive hydrogen mitigation strategy must effectively incorporate a combination of strategies rather than be based on one strategy, taking into consideration the probabilistic risks and uncertainties associated with the implementation of PARs or other traditional methods. In response to these considerations, within the framework of this research it has been suggested a conceptual strategy to mitigate the hydrogen challenge during the in-vessel stage of severe accident development. 展开更多
关键词 Severe Accident Management nuclear power plant Hydrogen Risk Mitigation Risk Management passive Autocatalytic Recombiner
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基于RISMC方法的非能动核电厂小破口事故风险重要序列分析
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作者 杜芸 李睿 +1 位作者 陆天庭 刘晓晶 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期634-641,共8页
文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析... 文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。 展开更多
关键词 风险指引 安全裕度 非能动核电厂 PSA 小破口事故
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非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量:5
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作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多
关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 AP1000
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非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架优化设计
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作者 王燕辉 张学勇 +2 位作者 王奕清 王成才 杨照东 《中国核电》 2023年第2期264-268,共5页
非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架是保障顶封头拼装形状尺寸的主要装置。本文分析了原有顶封头拼装支架工艺,提出了一种新型顶封头拼装支架。经工程验证,新型顶封头拼装支架在缩短组装工期、降低制造成本、便于运输等方面有显著的... 非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架是保障顶封头拼装形状尺寸的主要装置。本文分析了原有顶封头拼装支架工艺,提出了一种新型顶封头拼装支架。经工程验证,新型顶封头拼装支架在缩短组装工期、降低制造成本、便于运输等方面有显著的效果。 展开更多
关键词 非能动核电厂 钢制安全壳 顶封头 拼装支架 结构优化
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SVBR-100 Nuclear Technology as a Possible Option for Developing Countries 被引量:3
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作者 Vladimir Petrochenko Georgy Toshinsky Oleg Komlev 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第3期221-232,共12页
Many developing countries need ecologically clean power sources (PS). The nuclear power plants are such sources. However, a great number of the developing countries do not possess developed large capacity power system... Many developing countries need ecologically clean power sources (PS). The nuclear power plants are such sources. However, a great number of the developing countries do not possess developed large capacity power systems. Moreover, currently in the developing countries, there are no highly skilled personnel to provide construction and reliable and safe operation of the nuclear plants, which are complex and potentially hazardous systems. In some countries, the level of terroristic threat is extremely high. For that reason, there are specific requirements to the nuclear PSs intended for use in the developing countries. In the presented report, the specific requirements which must be met by the NPT proposed for use in developing countries are formulated, basic statements of the SVBR-100 concept are presented, design and principal scheme of the reactor fa-ility are described, major characteristics of SVBR-100 are summarized. 展开更多
关键词 SVBR-100 Reactor nuclear power Technology nuclear power plant Inherent SELF-PROTECTION passive Safety
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不锈钢钝化膜显色检测评估及其在核电不锈钢阀门的应用 被引量:3
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作者 杨树凯 程从前 赵杰 《全面腐蚀控制》 2016年第1期28-32,共5页
通过实验室与核电站应用比较了邻菲罗啉和蓝点法两种不锈钢钝化膜的显色检测特征。实验室对比分析表明邻菲罗啉溶液较蓝点溶液具有较高的稳定性,而蓝点溶液会造成不锈钢表面的潜在损伤。核电不锈钢阀门检查结果表明蓝点溶液检测灵敏度... 通过实验室与核电站应用比较了邻菲罗啉和蓝点法两种不锈钢钝化膜的显色检测特征。实验室对比分析表明邻菲罗啉溶液较蓝点溶液具有较高的稳定性,而蓝点溶液会造成不锈钢表面的潜在损伤。核电不锈钢阀门检查结果表明蓝点溶液检测灵敏度波动性较大,与实验结果一致。因此邻菲罗啉溶液在核电站不锈钢设备钝化膜评估中具有更高的适用性。 展开更多
关键词 不锈钢 钝化膜 显色检测 核电站
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AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 被引量:2
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作者 贾祥 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页
AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂
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非能动核电厂1E级阀门电动装置的鉴定与试验 被引量:2
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作者 郑开云 陈智 《核安全》 2018年第3期52-57,共6页
介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设... 介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。 展开更多
关键词 非能动核电厂 直流电动装置 鉴定试验 鉴定寿命
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纵深防御在"华龙一号"设计中的应用 被引量:2
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作者 张艳辉 张琳 郑俊 《电脑知识与技术》 2020年第11期267-268,共2页
纵深防御贯穿于核电厂整个寿期(设计、建造、运行和退役)的各个阶段,以保证核电厂所有活动均置于重叠措施的防御之下,当有一种防御措施失效时,它将由适当的措施探测、补偿或纠正.本文介绍了纵深防御的目标和分层,结合"华龙一号&qu... 纵深防御贯穿于核电厂整个寿期(设计、建造、运行和退役)的各个阶段,以保证核电厂所有活动均置于重叠措施的防御之下,当有一种防御措施失效时,它将由适当的措施探测、补偿或纠正.本文介绍了纵深防御的目标和分层,结合"华龙一号"的基本技术特征,采用最新提出的能动与非能动相结合的安全系统设计理念,对纵深防御在"华龙一号"中的应用进行分析.结果表明,"华龙一号"具有更高的安全性和经济性,满足最新的安全要求和国际上第三代核电的用户要求. 展开更多
关键词 纵深防御 华龙一号 能动与非能动 核电厂
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非能动核电厂事故72 h后规程优化研究
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作者 施锦 郭东海 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期185-189,共5页
事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性,并对其薄弱环节进行优化改进,本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析,并基于事故72 h后规程的... 事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性,并对其薄弱环节进行优化改进,本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析,并基于事故72 h后规程的内容和结构,提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法,运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项,并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明,事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的;其表达方式与规程体系结构相关;明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。 展开更多
关键词 非能动核电厂 运行 事故72 h后规程
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正常余热排出系统注射功能对非能动核电厂风险的影响评价
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作者 杨亚军 樊普 +4 位作者 杜芸 吴燕华 曹臻 詹文辉 卓钰铖 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1410-1416,共7页
正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RN... 正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RNS注射进行建模以评估对电厂风险的影响。分析表明,在假想的中、小破口LOCA下,操作员具有较充裕的时间实现RNS注射的纵深防御功能,若不考虑RNS注射则电厂风险增加较明显。在极端的情景下,如LOCA叠加安全系统失效,RNS注射的时间窗口较短,即使不考虑RNS注射,对电厂风险的影响可忽略。RNS注射对电厂风险影响重要,建议重视规程中相关操作的培训以提高电厂的安全性。 展开更多
关键词 非能动核电厂 正常余热排出系统 注射功能
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对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正 被引量:1
14
作者 樊普 郑尧瑶 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期861-866,共6页
由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估:1)采用均相流和分相流... 由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估:1)采用均相流和分相流模型计算动量通量项对AP600核电厂自动卸压系统(ADS)管路压降的影响;2)采用FLOAD4程序对需修正的第4级ADS(ADS4)管路的两相流压降进行计算,预测ADS4管路内的压力分布,并用作修正NOTRUMP-AP600程序ADS4管路压降的基准。结果表明,对于AP600核电厂ADS4管路,输入阻力系数需增加60%。 展开更多
关键词 NOTRUMP—AP600 非能动核电厂 动量通量
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核电站空气导流板的导流装置内腔阳极氧化及电解着色的辅助装置 被引量:1
15
作者 王厚高 王洋 +1 位作者 刘茂平 王璐璐 《电镀与涂饰》 CAS CSCD 北大核心 2018年第24期1143-1146,共4页
核电站非能动空气导流板部件之一的导流装置呈多曲率椭圆形水滴状中空结构,其内腔不易被阳极氧化和电解着色。通过在导流装置腔体内增加仿形辅助阴极板,改变了内腔表面的电流密度分布,成功解决了问题。所制备的氧化膜厚度和颜色皆均匀,... 核电站非能动空气导流板部件之一的导流装置呈多曲率椭圆形水滴状中空结构,其内腔不易被阳极氧化和电解着色。通过在导流装置腔体内增加仿形辅助阴极板,改变了内腔表面的电流密度分布,成功解决了问题。所制备的氧化膜厚度和颜色皆均匀,并具有较高的发射率。 展开更多
关键词 非能动核电站 空气导流板 导流装置 铝合金 阳极氧化 电解着色 辅助设备
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基于风险指引的核电厂应急电源供电对象选取方法
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作者 张政铭 李肇华 杨亚军 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1178-1184,共7页
应急电源是缓解核电厂全厂断电事故的重要设备,合理选取供电对象可以有效增强应急电源的事故缓解功能。本文提出了一套选取应急电源供电对象的通用方法,并采用条件堆芯损坏概率定量评估供电对象变化对电厂安全性的影响,为制定应急电源... 应急电源是缓解核电厂全厂断电事故的重要设备,合理选取供电对象可以有效增强应急电源的事故缓解功能。本文提出了一套选取应急电源供电对象的通用方法,并采用条件堆芯损坏概率定量评估供电对象变化对电厂安全性的影响,为制定应急电源投用策略提供决策支持。随后将该方法应用于某典型非能动核电厂,基于风险评价结果就该型核电厂应急电源的供电对象选取提出了见解。 展开更多
关键词 应急电源 条件堆芯损坏概率 非能动核电厂
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基于CFD的安全壳局部隔间非能动氢气复合器布置方案研究
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作者 李精精 蔡盟利 +1 位作者 林盛盛 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1644-1650,共7页
非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进... 非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明:简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。 展开更多
关键词 计算流体力学 非能动氢气复合器 压水堆核电厂
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基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算 被引量:1
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作者 庄少欣 孙微 +2 位作者 刘宇生 靖剑平 安婕铷 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期588-594,共7页
基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取... 基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析.结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性. 展开更多
关键词 TRACE 自动泄压系统 非能动核电厂
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Safety of Future NPPs Must Not Be in Conflict with Economics
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作者 Vladimir Petrochenko Georgy Toshinsky Oleg Komlev 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2016年第4期284-300,共18页
The conflict between safety and economics requirements is peculiar to the present nuclear power (NP). The main point of the conflict is that for traditional type reactors the increase of requirements to safety of nucl... The conflict between safety and economics requirements is peculiar to the present nuclear power (NP). The main point of the conflict is that for traditional type reactors the increase of requirements to safety of nuclear power plants (NPP) worsens their economical characteristics. This is caused by large potential energy accumulated in reactor coolant. In the presented paper the opportunity and expediency of changeover to reactors with heavy liquid-metal coolants (HLMC) in future NP is grounded. First of all, this refers to lead-bismuth coolant (LBC) mastered in the process of operating nuclear submarines (NS) reactors. The reactor facilities (RFs) of that type cannot cause destruction of defense barriers and make possible deterministic elimination of severe accidents with catastrophic radioactivity release. So it will make possible to eliminate the highlighted conflict and reasons for existence of population’s radiophobia. Lead-bismuth fast reactor SVBR-100 with electric power of 100 MWe is the reactor facility of that type. The effect of accumulated in coolant potential energy on safety and economics is considered. Main specific features of SVBR-100 technology providing a high level of inherent self-protection and passive safety are presented. 展开更多
关键词 SVBR-100 Reactor Lead-Bismuth Coolant nuclear power plant Inherent Self-Protection passive Safety
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核电厂主控制室热扰强度限值研究
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作者 林宇清 《暖通空调》 2021年第3期5-7,共3页
主控制室非能动热阱在非能动压水堆核电厂发生事故时用于主控制室的室内温度控制。建立了模型分析系统,对不同热扰强度对室内温升的影响进行了研究。对热扰强度为模型热扰强度的1倍、1.25倍、1.5倍、1.75倍和2倍5种工况进行了模拟分析,... 主控制室非能动热阱在非能动压水堆核电厂发生事故时用于主控制室的室内温度控制。建立了模型分析系统,对不同热扰强度对室内温升的影响进行了研究。对热扰强度为模型热扰强度的1倍、1.25倍、1.5倍、1.75倍和2倍5种工况进行了模拟分析,发现在事故发生后72 h内,5种工况的室内温升分别为4.16、5.05、6.02、6.96、7.85℃。拟合了最大温升随室内热扰强度和热阱体量同时变化的二元函数,可以得出对应温升安全限值8.3℃,热扰强度不应超过模型热扰强度的2.10倍。 展开更多
关键词 主控制室 非能动热阱 数值模型 热扰强度 温升 核电厂
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