检索结果-南通市图书馆

Markov和积分相结合方法在PSA中应用研究

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核动力工程 2015年第3期36卷 75-79页

作者：邓纯锐余红星中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

提出一种Markov方法与积分法相结合的方法,通过全厂断电后电源恢复的概率安全评价(PSA)详细阐述了该方法。分析表明该方法可以有效地处理时间相关性,消除PSA模型中不必要的保守,同时又可以考虑电厂维修策略等动态过程。

关键词： Markov 积分时间相关性全厂断电电源恢复

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核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

核动力工程 2017年第6期38卷 66-71页

作者：汤华鹏张知竹李海博张凯邓纯锐冉旭中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究... 详细信息

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。

关键词：非能动概率安全评价失效概率自然循环

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基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

核动力工程 2020年第4期41卷 122-127页

作者：赵新文郭海宽蔡琦邓纯锐海军工程大学核科学技术学院武汉430033 中国人民解放军92609部队北京100077 中国核动力研究设计院成都610213

非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此... 详细信息

非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。

关键词：设备可靠性物理过程可靠性概率安全评价(PSA) 非能动余热排出系统(PRHRS)

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 83-87页

作者：向清安关仲华邓纯锐陈宝文中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 详细信息

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层

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一体化严重事故程序与系统程序耦合研究

核动力工程 2018年第2期39卷 157-161页

作者：武小莉李伟邓坚邓纯锐张明郭超袁红胜中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向... 详细信息

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。

关键词：一体化严重事故程序 RELAP5 耦合

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全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

核动力工程 2014年第5期35卷 17-21页

作者：向清安邓纯锐陈宝文冯进军中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出... 详细信息

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。

关键词：自然循环蠕变失效 TMLB' MELCOR 2.1程序

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地下核电厂概率安全评价初步分析

核动力工程 2016年第4期37卷 125-129页

作者：张航邓纯锐孔翔程邹志强张丹武铃珺苏毅中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 长江勘测规划设计研究院武汉430010

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以... 详细信息

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以实现从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。

关键词：地下核电厂概率安全评价放射性风险

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

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核动力工程 2018年第6期39卷 167-171页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚邓纯锐向清安邹志强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP100... 详细信息

严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。

关键词：严重事故压力容器内熔融物滞留(IVR)策略 AP1000 熔池结构热流密度分布

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

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核动力工程 2020年第6期41卷 1-7页

作者：余红星武铃珺邓纯锐邓坚卢毅力张航彭欢欢王小吉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化... 详细信息

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

关键词：概率安全评价(PSA) 核能安全堆芯损伤频率(CDF) 大量放射性释放频率(LRF) 放射性风险