简介:本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。
简介:
简介:在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的
简介:根据8.5XAFS束线改进工程的需要,我们设计了一种应用于同步辐射光束线的狭缝,该狭缝不但可限制同步辐射光束的截面尺寸,同时具有光束线位置探测功能。可以方便地测量光束的垂直分布及中心位置:迅速准确地准直狭缝及对光束移动做实时监测。