学科分类
/ 8
151 个结果
  • 简介:近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

  • 标签: DAKOTA RELAP 不确定性分析 大破口事故
  • 简介:在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM+软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学(ComputationalFluidDynamics,简称CFD)分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

  • 标签: 环境风 空气流道 风向中立
  • 简介:本文通过对近几年核安全设备重大不符合项典型案例的分析,总结了重大不符合项核安全审评的关注重点,包括根本原因分析、缺陷的定性/定量、模拟试验、缺陷处理方案、规范标准符合性和后续跟踪监督检查等要点,为后续不符合项的处理和审评提供了经验和建议.

  • 标签: 重大不符合项 核安全审评 设备缺陷 模拟试验
  • 简介:本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(ReactorCoolingSystem,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(CoreMakeupTank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

  • 标签: 事故分析 relap 节块划分 AP1000
  • 简介:小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析,包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面,最终确定拉伸试验数据不合格的原因,并对弯管进行重新拉伸试验,进一步采取质量控制措施,保证了拉伸试验达到合格标准要求。

  • 标签: 小径试验 原因分析 质量控制措施
  • 简介:摘要:本文将我国《放射性废物安全管理条例》和俄罗斯《放射性废物管理联邦法律》进行了比较。通过总体立法思路、共有之处的规定差异、各自独有之处三个角度的比较,笔者将俄罗斯放射性废物管理法中值得借鉴的内容加以提炼总结,以供交流。

  • 标签: 放射性废物管理 比较分析 法律 条例 中国 俄罗斯
  • 简介:介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类运行事件的深入探讨,找出导致事件发生可能原因,进行安全影响分析,提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考,以期避免类似事件的重复发生。

  • 标签: 一回路 机械设计流量 原因分析 改进方案
  • 简介:本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

  • 标签: AP1000 小破口冷却剂丧失事故 氢气源项
  • 简介:本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。

  • 标签: PCSWMM 双排水系统 积水深度 核设施 防水淹
  • 简介:核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求(EUR)”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考.

  • 标签: 双层安全壳 严重事故 放射性释放 EUR 有限影响准则(CLI)