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8 个结果
  • 简介:介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案,从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣,得出了符合核安全原则的设计方案,这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。

  • 标签: 核电厂 主给水系统 隔离阀 主给水泵 水系统设计 设计方案
  • 简介:1现状调查海水循环水泵电机是核电站重要的电气设备之一,其主要作用是核电站在机组启动、加载、额定功率以及故障等各阶段能够驱动海水循环系统的泵组为其提供源源不断的动力,保证海水循环系统能够正常工作.

  • 标签: 偏高原因 分析对策 原因分析
  • 简介:蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

  • 标签: 主蒸汽超级管道 模拟件 许可证 审评
  • 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,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。

  • 标签: 丧失正常给水 稳压器满溢 冷却剂系统压力边界完整性 DNBR 交流电
  • 简介:介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况,结合国内处理反应堆压力容器螺栓孔不符合项的核安全审查,给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题,以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

  • 标签: 反应堆压力容器 主螺栓孔 修复 核安全审查
  • 简介:本文从审评遇到的实际问题出发,给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定,介绍了各种不同应急给水系统的设计,以及不同配置在多样性问题上的考虑,最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。

  • 标签: 应急给水系统 多样性 共模故障 全厂断电
  • 简介:磁铁是串列加速器升级工程100MeV回旋加速器的关键系统,属大型、重型、高精度设备,研制难度大,对质量控制提出了较高要求.论文对磁铁的技术难点及关键质量影响因素进行了详细地分析、提出了质量控制的对策,对实施情况进行了介绍.

  • 标签: 加速器 主磁铁 质量控制