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反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。本文将阐明反应堆保护系统需满足的设计准则。 相似文献
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三门核电是全球首座三代核电技术AP1000核电厂,与传统成熟的压水堆核电厂技术最大不同是安全系统使用了"非能动"技术。设备冷却水系统(CCS)虽然不是安全相关,但作为纵深防御系统能够在事故情况下协助"非能动系统"更快更好地缓解和终止事故。在正常运行和停堆换料期间,CCS运行也是保证电厂发电或余热导出的关键环节。所以核电厂操纵员必须熟练掌握CCS系统运行,包括失效现象及处理措施,保证电厂安全运行。 相似文献
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主环路铂电阻和旁路铂电阻温度计是一回路的承压边界,主环路温度信号送主系统低温超压保护和事故后仪表,旁路温度信号送反应堆保护系统、反应堆功率调节系统、稳压器液位控制系统,属于电站的关键设备。本文详细阐述了温度计改进的相关实践工作,为其他核电厂开展类似项目提供参考借鉴。 相似文献
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辅助给水系统隔离阀为失气开气动闸阀,在核电厂调试过程中出现无法开启或开启超时问题,对系统安全运行造成影响。本文通过对该阀门的结构和动作原理进行分析,找出解决办法。 相似文献
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核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。 相似文献
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2011年3月11日,日本福岛核电厂由于地震和海啸发生严重事故,导致放射性泄露,造成了公众恐慌。对日本核电事故成因进行了分析,就国内核电厂与福岛核电厂设计理念、预防和缓解事故能力的不同进行了说明。最终认为国内核电厂由于厂址条件不同以及设计的先进性,能保证运行安全,发生类似福岛事故的可能性极低。 相似文献
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事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解。本文详细描述了事故排气系统的设计要求和设计方案,并利用流体分析软件flowmaster对系统设计方案进行了分析,确定了系统设计参数。 相似文献
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本文利用根本原因分析方法对秦山第二核电厂凝汽器真空低导致停机事件进行深入分析与研究,揭示导致本次事件的直接原因、根本原因以及促成原因,并制定相关针对性的纠正措施,以提高核电厂设备的可靠性以避免此类事件的再次发生,使核电厂始终处于安全稳定状态。 相似文献
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除氧器是核电站二回路除氧给水系统的关键设备,除氧器液位控制异常将影响机组的安全、稳定、经济运行。本文以某CANDU6机组为例,结合实际运行经验,阐明对核电厂除氧器控制系统及运行方式的优化。 相似文献
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核电厂的主变压器出现故障,很容易直接导致反应堆停堆和汽轮机停机,严重影响到核电厂的安全性和可靠性。提高核电厂主变压器的运行维护质量,可以及时消除不安全的隐患;快速准确的故障处理,可以减少损失,提高运行的可靠性。本文基于秦山核电厂CP1000机组(方家山核电工程机组),首先对核电厂主变压器的结构进行了介绍,其次阐述了核电厂主变压器的运行维护事项,然后通过对主变压器常见故障的原因分析,提出了处理方法和步骤。 相似文献
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"实际消除大量放射性物质释放"已经被核工业界广泛认同,各国的核安全监管当局对新建核电厂都对此提出了期望或要求,因此有必要对此概念进行深入理解,并将此概念应用在核电厂的设计过程中。本文研究发现"实际消除大量放射性物质释放"概念是核电厂技术安全目标沿续与补充,其目的是为了强化纵深防御,设计中需进一步考虑降低风险需要增加的设计功能、运行措施或事故管理规程,提高核电厂的安全性。 相似文献
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在核反应堆确定论安全分析中,利用热工水力程序对核电厂在事故下的瞬态响应进行预测,以评价其安全性。这是自20世纪50年代核反应堆系统投入运行以来,热工水力安全分析研究领域的主要议题。最佳估算加不确定性分析方法为国际原子能机构所推荐的安全分析方法,是核电厂执照申请安全分析技术的发展趋势,本文综述性的描述了最佳估算加不确定性分析方法的开发背景,发展历史和各类不确定性分析方法及其优缺点比较,为下阶段开发国内自主化的最佳估算加不确定性分析方法奠定基础。 相似文献
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本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因,以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点,以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度,并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比,分析了AP1000在氢气控制方面的优越性,并对该系统设备的运行提出了建议,可以做为国内新建电厂的设计借鉴。 相似文献
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贯彻落实安全第一的方针是核电站运行管理所必须的;为了预防核事故的发生,限制可能产生的危害,必须采取充分的措施保证质量,保障核电站的正常运行。核电厂保障核安全的重要一项就是消防安全,通过分析核电发展史可以看出,核电厂火灾与核事故在一定条件下是可以相互转化的,尤其是在较为严重事故条件下。因而火灾被当作重要的外部和内部共模事故来考虑。美国有关部门的火灾概率安全分析(PSA分析)表明:火灾对核电厂总的堆芯损坏频率的作用可能高达55%,而总火灾频率(平均)达0.28次/堆年,比核事故的设计基准事故频率高得多。财产损失方面,国际核电保险集团的统计数据表明:若按保险索赔计算,火灾造成的财产损失占到核电厂总财产损失的80%-90%。核电消防安全中最核心的部分,为火灾自动报警系统。自动报警系统的系统的最基础部分为火灾探测器,核电站广泛使用的离子火灾感烟探测器对系统稳定运行可靠尤为重要。 相似文献
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自从日本福岛核事故后,核电厂电源的可靠性再次被业界同行所关注,安全电源失去对于电站状态的影响显著,后果严重。本文选取了CANDU堆核电厂规程体系中没有明确定义为失去核电厂安全电源即三级电源的一些工况,简单讨论了对电站安全的影响,对于现有应急规程执行思路进行梳理,得出处理事故的一些思路,同时提出了改进建议,对于操纵员在事故诊断上有一定的帮助和借鉴意义。 相似文献
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实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益,但会降低某些安全裕量,需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象,首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则,然后遵照确定论安全分析方法原则,使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究,证明其满足安全要求,为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。 相似文献
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本文介绍秦山第二核电厂厂房辐射监测系统的系统组成、运行、维护、监督管理情况。对厂房辐射监测系统监督管理问题进行分析研究,以改进和完善核安全监督管理,从而提高核电厂的辐射安全水平,以保护环境和确保公众的辐射安全。 相似文献
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福岛事故中氢气爆炸对全球核电厂安全提出了严峻挑战。因此,明确事故工况下的氢气来源,并及时采取合适的措施降低安全壳内氢气浓度对于核电厂安全至关重要。本文介绍了压水堆核电厂严重事故工况下氢气产生的机理,对目前采用的几种消氢装置如移动式氢复合器、点火器及非能动式氢复合器做了具体分析对比,阐明各自的运行特点,特别强调了非能动式氢气复合器的优点及运行注意事项,对核电厂的技术改造具有借鉴意义。 相似文献
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核电厂附近的潜在外部人为事件危险源对核电厂安全的影响越来越受到人们关注,因此需要选择合适的模型和方法进行评价。SLAB模型可以计算重气在大气中的扩散,可以用于核电厂厂址附近有毒有害重质气体的扩散计算。文章通过我国某核电厂附近液氯储罐泄漏事故的实例计算得出,在保守考虑储罐全破裂时,如危险品储用企业能及时采取应急措施,在短时间内控制氯气的扩散,则不会对核电厂安全造成影响。如果不采取或无法采取应急措施时,氯气扩散到核电厂主控室处的浓度将会大于极限浓度,则需要核电厂采取相关应急措施来保障核安全。 相似文献
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福岛事故后,机组在应对超设计基准事故如SBO事件等紧急工况时的供电配置,受到了国内外核电领域的关注。通过对某核电厂供电系统配置的分析,提出了可行的互供电改进方案,由安全机组向失电机组的互供电,来保证对反应堆安全需要的应急负荷进行供电。 相似文献
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