检索结果-南通市图书馆

作者：梁永祺哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

核能发电利用核能转化成热能再转化成电能,而如果仅仅利用核能转化成热能,便可实现高效的、环保的供热,这便是低温供热堆为城市供热的基本原理。因为低温供热堆的主要目的是为了城市供热,其厂址离城市不会太远,这就造成了其抗震设防的... 详细信息

核能发电利用核能转化成热能再转化成电能,而如果仅仅利用核能转化成热能,便可实现高效的、环保的供热,这便是低温供热堆为城市供热的基本原理。因为低温供热堆的主要目的是为了城市供热,其厂址离城市不会太远,这就造成了其抗震设防的烈度要比一般建筑高,其抗震的安全性需要重点研究。燃料组件是反应堆的核心部件,国内外对低温供热堆的燃料组件的研究相对较少,本文以低温供热堆燃料组件作为研究对象,对其地震反应进行研究,提出优化结构的方案,为低温供热堆燃料组件的抗震研究提供思路。本文的研究工作可以分为如下的5个部分:(1)以某低温供热堆燃料组件结构为背景,为了方便计算和研究,提出了简化其各部位的实际结构的方法,根据现实的工作环境,设置相近的边界条件,最终建立其简化的整体仿真计算模型。(2)对简化后的仿真计算模型进行模态分析,通过理论和仿真软件分析低温供热堆燃料组件模型的振动特点,并利用模态分析的结果进行反应谱分析。(3)根据《核电站抗震设计规范》,选取适合于该低温供热核电站的地震波,使用时程分析方法研究燃料组件对于地震的响应,分析其在安全停堆地震动(Safe Shutdown Earthquake,SSE地震)作用下能否实现安全停堆。(4)针对低温供热堆燃料组件的极限承载力对模型进行分析,利用线性屈曲分析和非线性屈曲分析的方法,分析模型在极端情况下的失稳情况,计算了结构在地震中骨架的极限承载能力。(5)基于静力弹塑性分析方法(Pushover方法),提出低温供热堆燃料组件的优化方案,通过各优化方案计算得到的性能点的对比分析,确认最终优化方案。结果表明设计的低温供热堆燃料组件不能在SSE地震作用在实现安全停堆,而基于静力弹塑性分析方法得到的优化模型提高了结构的抗震性能,从而能实现安全停堆。本文对低温供热堆燃料组件结构进行了抗震研究,得到的成果能为低温供热堆的发展贡献力量。

关键词：低温供热堆燃料组件安全停堆时程分析方法屈曲分析静力弹塑性分析方法

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“和睦系统”的质量守护者——访北京广利核系统工程有限公司总经理助理裴红伟

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仪器仪表用户 2023年第9期30卷 I0023-I0025页

作者：曲国利萨日娜裴红伟《仪器仪表用户》杂志编辑部北京广利核系统工程有限公司

曲国利:您好!核电站数字化仪控系统是核电站的“神经中枢”,用于完成核电站反应堆安全停堆和事故缓解功能。这种核级DCS的设计制造应该有着非常高的质量要求,请您谈一谈贵公司是如何满足质量要求的呢?裴红伟:核安全级控制保护系统(简称... 详细信息

曲国利:您好!核电站数字化仪控系统是核电站的“神经中枢”,用于完成核电站反应堆安全停堆和事故缓解功能。这种核级DCS的设计制造应该有着非常高的质量要求,请您谈一谈贵公司是如何满足质量要求的呢?裴红伟:核安全级控制保护系统(简称“核级DCS”)。

关键词：核安全级数字化仪控系统控制保护系统安全停堆系统工程和睦系统核电站反应堆事故缓解

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AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

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核动力工程 2020年第5期41卷 79-83页

作者：马柏松庄亚平郄卫青山东核电有限公司山东烟台265116

在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系... 详细信息

在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。

关键词：非能动堆芯冷却系统(PXS) 冷凝水回流安全停堆

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田湾核电站失去厂外电源事故处理

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中国核电 2009年第4期2卷 341-347页

作者：张迅顾颖宾江苏核电有限公司江苏连云港222042

考虑到核电站在安全方面的重要性,在核电站的厂用负荷电源的设计中,通常设计为多电源的冗余配置,以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此,在田湾核电站的设计中,厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧... 详细信息

考虑到核电站在安全方面的重要性,在核电站的厂用负荷电源的设计中,通常设计为多电源的冗余配置,以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此,在田湾核电站的设计中,厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下,将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全,将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故情况,阐述运行人员应如何应对和处理这种事故,以达到反应堆安全停堆的效果;并针对实际过程中发生的异常,探讨系统改进及操作方面的优化。

关键词：核电站厂外电源满功率安全停堆

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