简介:以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。
简介:以秦山核电厂一期工程反应堆为例,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型,构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布,利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明,在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下,随着可燃毒物棒数量的增多,Keff值呈线性下降的趋势,当毒物棒的布局由密到疏时,Keff值由大变小,这与理论结果一致。
简介:通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。
简介:以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。
简介:本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。
简介:简要描述了美国核电厂运行技术规格书的发展过程,对近期跟踪的几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书的修改做了简要介绍,并对修改的内容进行了探讨。
简介:调查了世界主要有核国家的《原子能法》,分析了其立法目的和主要内容,发现这些国家该法的基本内容和立法目的有所差别。通过对比分析,认为各国《原子能法》大致可分为3类,对我国《原子能法》制定工作提出了5条建议。
简介:IAEA文件No.NS-R-1-2000和我国的HAF102将核电厂工况(状态)划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国的RG1.70和我国的EJ/T312将核电厂工况划分为正常运行、中等频率事故、稀有事故、极限事故。本文引述了相关文件给出的各工况(状态)的发生频率,分析并提供了这两种工况(状态)划分方法之间的对照关系。
简介:本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析,对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明,在发生大破口事故中,安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间,内置换料水箱隔间和上部隔间,需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。
简介:本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下,对于常规厂房按照民用规范设计的方法,进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。
简介:工业γ射线探伤放射源相比其他核技术利用行业用放射源,由于其体积小、重量轻、便于携带等特点,在管理不善情况下,更容易发生事故并产生较大的危害。本文简要总结了我国及其他国家工业γ射线探伤应用中的辐射事故教训,分析事故发生原因,提出工业探伤放射源的管理建议以减少因放射源失控造成的辐射事故的发生。
简介:AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。
简介:日本福岛核事故已过去一年,核事故造成的影响依然在延续,专家和学者对福岛核事故从管理、技术、文化及应急响应等角度进行了探讨和深入研究,各国监管部门进行核安全综合检查和相关的压力测试,核设施的纵深防御概念在延伸和拓展,从福岛核事故再次审视核安全的政府、法律和监管框架,对于风险社会下核安全水平的提升意义重大而深远。
简介:利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆(Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR)模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。
简介:简要介绍了日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故和事故原因分析,以及中国核电厂二回路的运行现状和对二回路流动加速腐蚀的研究现状,提出了中国应从中吸取的教训并提出了建议措施。
简介:研究堆与核动力堆的使用目的不同,决定了其在系统设计和固有安全性方面有较大的不同。针对国内某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评,根据该堆的设计特点,阐述了审评者的关注问题及技术观点,并分析了研究堆与核动力堆在事件审评方面的差异。
简介:为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统(ESFAS)自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字化安全设施驱动多样性系统(或称为手动安全驱动系统,简称MASS)提供TXS软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成的ESFAS驱动信号经"或"逻辑处理后传送至驱动控制装置(PAC),从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致的ESFAS不可操控。
简介:介绍了日本核电厂新安全要求的出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在的问题和需要改进的方向。将日本核电厂新安全要求中的内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。
简介:目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。
简介:本文分析了在核电厂选址过程中应考虑的核事故应急响应条件。指出这些条件也是决定厂址是否实际可取的重要因素。
核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析
MCNP程序在反应堆可燃毒物控制棒计算中的应用
高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨
国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析
核安全文化在核电设计质量管理中的实践与探讨
西屋压水堆运行技术规格书几项修改的跟踪与探讨
世界主要国家《原子能法》研究及对我国立法的建议
核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照
基于Gasflow程序的非能动安全压水堆氢气行为计算和分析
一种论证常规厂房在SSE作用下安全影响的简化方法
从工业γ射线探伤应用中的辐照事故看企业放射源管理
AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题
从日本福岛核事故审视核安全的政府、法律和监管框架
TRACE和SNAP程序在深水池式低温供热堆研究中的应用
日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故的启示
某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评
田湾核电站反应堆保护系统多样化的研究
福岛核事故后日本核电厂新安全要求的研究
确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨
试论核电厂选址阶段对核事故应争响应条件的考虑