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基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析 总被引:1,自引:1,他引:0
为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。 相似文献
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反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性。在发生设计基准工况DBC2~4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低(LDNBR)和线功率密度高(HLPD)均是基于自给能中子通量探测器(SPND)测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。 相似文献
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《核动力工程》2016,(6):138-142
和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。 相似文献
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秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行.本文描述了秦一厂在功率运行期间反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸的故障现象、原因分析、故障处理以及后续行动,使反应堆保护系统的此类故障率降低,维护系统的稳定性. 相似文献
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郑伟智 《核电子学与探测技术》2012,32(3):337-341
核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求,研究了应对单一故障及共因故障的对策,并根据二代反应堆堆型的特点,设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用2oo4表决逻辑,专设安全设施驱动系统采用2oo3表决逻辑,并提出了在输入发生失效时,表决逻辑的降级规则。 相似文献
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浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。 相似文献
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由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却(ERVC)系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。 相似文献
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The results are summarized of investigations performed over the last 20 years which culminated in the current fundamental formulation of the problem of nuclear power based on fast reactors and the basic criteria for such nuclear power in the strategy for growth and which served as a scientific basis for the preparation of the initiative of the President of the Russian Federation. These investigations have shown that the experience gained over half a century and the technologies developed in Russia permit developing and demonstrating at the start of the century a fast reactor which meets the requirements of large-scale nuclear power. An experimental prototype of such a reactor (BREST-300) has been designed and R&D work substantiating the design is continuing. 相似文献
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Low- and medium-capacity nuclear power plants for distributed power generation will play a large role at the present stage.
The need for such plants in our country solely for supplying electricity to the northern regions will be at least 20 GW(e).
One of the most promising developments of nuclear energy sources for autonomous heat and power generation is the Uniterm low-capacity
plant with a water-cooled and -moderated reactor facility, where the rich experience in developing and operating domestic
propulsion nuclear power facilities is used. It possesses unique user properties and meets the present-day requirements for
safety, reliability, and ecological cleanliness. 相似文献
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胡文正 《核电子学与探测技术》2016,(7):722-725
非安全级DCS最小系统作为一种多功能平台具有广泛的应用前景。对DCS最小系统的研究与开发过程进行阐述,对最小DCS系统的功能需求、设计思路、系统结构等进行分析和探讨,并对DCS最小系统的应用效果进行了总结。经测试与应用证明,所设计系统达到预期目标,较好满足了核电厂的生产需求。 相似文献
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我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。 相似文献
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Madalina Tronea 《Nuclear Engineering and Design》2011,241(3):957-960
This paper explores the current trends as regards the development of technology-neutral safety requirements to be used in the regulation of future nuclear power reactors and the role of the quantitative safety goals in the design of reactor safety systems. The use of the recommendations of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) on protection against potential exposure could form the basis of a technology-neutral framework for safety requirements on new reactor designs and could contribute to international harmonisation of nuclear safety assessment practices as part of the licensing processes for future nuclear power plants. 相似文献