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- 孙朋朋孙涛刘飞刘勇尚臣杨晓燕高超
- 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法
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- 易珂李原野杨庆明李力
- 先进压水堆核岛安全壳钢衬里建造激光跟踪智能焊接技术
- 2024年
- 一、成果研究背景核电站安全壳是防止放射性物质逸散到环境中的最后一道屏障,必须能承受地震、旋风等自然灾害以及来自内部或外部的撞击等意外情况,能承受设计事故压力,包括堆芯熔化在内的严重核事故。为了达到更高的安全性,更好的密封性,一般采用双层安全壳设计,以最新三代大型压水堆“华龙一号”为例,外壳为钢筋混凝土结构,内壳为预应力钢筋混凝土结构,由6mm厚的钢衬里板附着在安全壳内表面。安全壳钢衬里直径超过45m,高度超过60m,单机组钢衬里现场安装焊接工程量超过3000m,钢衬里属于核二级设备,建造施工严格,质量要求极高。
- 程小华马桥石贾晨晨
- 关键词：放射性物质先进压水堆钢筋混凝土结构核岛钢衬里激光跟踪
- 先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究
- 2024年
- 为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特性,并开展了敏感性分析,得出如下结论:对于极限小破口工况,则至少需要1个稳压器安全阀和1列应急给水系统有效,才能避免事故早期一回路超压;对于相对较大的小破口工况,至少需要1列应急给水、1列中压安注系统和1列应急硼注入系统有效才能缓解事故;对于中破口工况,若破口尺寸相对较小,则需要1列应急给水、1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统和1列应急硼注入系统来缓解事故;若破口尺寸较大,则只需要1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统有效就可以缓解事故。
- 王业辉潘昕怿张盼
- 关键词：事故分析
- 国际大型先进压水堆技术发展趋势及启示
- 2024年
- 在“双碳”背景下,核能具有广阔发展空间,华龙一号等大型先进压水堆作为我国核电的主力机型,已经走向批量化建设阶段。掌握国际大型先进压水堆技术趋势,明确未来发展方向,对于持续提升自主核电品牌国际竞争力与影响力,推进现代能源体系建设,助力实现“双碳”目标,具有重要意义。本文研究分析了主要核电国家大型先进压水堆的未来优化改进方向,并结合我国新时代高质量发展要求,给出对我国大型先进压水堆核电发展的启示与策略建议。
- 张萌孟春艳田铮陈洪涛
- 关键词：能源体系批量化核电发展
- 先进压水堆反应堆堆坑通风散热数值模拟与试验研究
- 2023年
- 先进压水堆反应堆压力容器(RPV)保温层与堆坑混凝土之间设置通风,可带走RPV保温层散失的热量,从而降低堆坑环境温度,保障反应堆设备的安全运行。堆坑通风通道结构复杂,存在多处突扩或突缩,且筒体段流道被保温支承遮挡,因此,堆坑风速存在着不均匀,甚至存在局部死区,可能造成RPV保温层外表面和堆坑混凝土局部热点。因此需开展堆坑风场及温度场研究。本文运用CFX对堆坑通风及散热进行了数值模拟,并对比了热试期间堆坑温度实测数据。结果显示,堆坑风场呈螺旋上升形式,可以有效冷却堆坑物项,堆坑温度场满足设计要求;堆坑空气温度在高度方向梯度分布,RPV保温背风区存在局部热点。
- 吴汉柱李石磊李跃忠冉小兵杨景超周万云
- 关键词：先进压水堆通风数值模拟热试
- 典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究
- 2023年
- 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。
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- 关键词：先进压水堆
- 一种先进压水堆核电机组调速系统的动态仿真方法和系统
- 本发明提供一种先进压水堆核电机组调速系统的动态仿真方法和系统，调速系统的控制模式包括调速器控制模式和负荷限制器控制模式；方法包括：动态仿真软件进行迭代计算，得到本积分步变量；根据本积分步变量对所有先进压水堆核电机组调速系...
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- 大型先进压水堆弹棒事故模拟及敏感性分析被引量：1
- 2023年
- 相对于传统堆型,大型非能动先进压水堆堆芯设计具有重大改变,这些改变对弹棒事故分析具有重要影响,进而影响反应堆的安全性。通过选取典型的四类工况(寿期初满功率、寿期初零功率、寿期末满功率和寿期末零功率),利用中子动力学软件和燃料性能分析程序开展大型先进压水堆CAP1400的弹棒事故模拟计算,验证大型先进压水堆弹棒事故工况下的安全性,并针对弹棒事故分析关键输入参数开展敏感性分析。计算分析结果表明:大型先进压水堆发生弹棒事故时,其结果能够满足验收准则的要求,反应堆处于安全可控状态;弹棒事故分析中功率峰值对弹棒价值最敏感,事故分析结果对停堆反应性敏感性较小。
- 兰兵潘昕怿于世和依岩
- 关键词：压水堆安全性敏感性
- 一种先进压水堆核电站用高均质化超厚钢板及其制造方法
- 本发明提供了一种先进压水堆核电站用高均质化超厚钢板及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.1％～0.35％；Mn：0.30％～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cr：0.10％～3.30％；N...
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