共查询到18条相似文献,搜索用时 171 毫秒
1.
2.
本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现"正压"阶段从而不需评价"正压"期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后"正压"阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。 相似文献
3.
安全壳整体泄漏率试验采用pVTt法间接测量安全壳气体质量,其准确性与测温点布置方案有明显关系。本文针对一个自由容积为63 606 m3的安全壳建立计算流体力学(CFD)仿真模型,分析升压和稳压过程其内部流场和温度场分布特性,比较测温点布置方案对测量结果准确性的影响。研究结果表明,安全壳内流场与温度场强耦合,流动越弱的区域温度越高。受内部构筑物影响,稳压40 min后,流动较弱的隔间与自由空间的温差仍有2℃左右。通过温度分区特征细化测温点布置方案,空气总质量的测量精度提高了0.1%。本文还定量比较了针对某不良测点的几种容积合并方案,建议拟合并的代表容积应与原容积具有相似流动特性或较好连通性,以减少测量偏差。该研究结果可以为安全壳整体密封性试验优化提供有效指导。 相似文献
4.
5.
安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。 相似文献
6.
某研究性反应堆一回路压力边界气体泄漏率试验受容积小和设备冷却水等因素干扰,试验数据存在极端样本点,在不改变试验方法的基础上,通过使用回归模型的显著性检验和方差分析等方法确保试验结果的有效性。试验方法借鉴压水堆安全壳泄漏率试验方法,本文选用ANSI/ANS-56.8、RCC-G-1988、ПНАЭГ-10-021-90这3种常用的安全壳泄漏率计算方法进行计算分析,结果表明3种方法计算结果基本相同。通过对线性回归模型中残差的独立性、正态性以及等方差性进行分析,探讨回归诊断对计算结果的影响;同时对于回归诊断发现方差不齐、自相关和极端样本点等问题,结合残差加权最小二乘法和去除极端样本点对最终结果进行修正,提高了结果的可靠性。本文分析方法已应用到核安全审评中。 相似文献
7.
安全壳内~(13)N气体浓度的精确测量是核电厂一回路压力边界泄漏监测的关键问题,利用计算流体力学软件FLUENT,初步研究了一回路中子活化产物~(13)N泄漏后在安全壳内的输运过程,获得安全壳内不同区域的浓度大小。计算结果表明:在~(13)N气体泄漏700 s后,各代表区域浓度以700~750 s时间段平均浓度值为基准在1.70%范围内保持稳定,不同区域~(13)N气体具体浓度有助于~(13)N辐射监测仪器获取准确度更高的一回路泄漏量。 相似文献
8.
王世民 《核工程研究与设计》1996,(17):2-3
安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障,它不仅要能随安全壳内在设计基准事故下所引起的压力,温度升高时所产生的机械应力和热应力,而且还要能承受由于安全壳喷淋系统误动作使安全壳内压力,温度降低所引起安全壳内的负压差。本文用PAREO程序对秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动作民政部下安全壳内压力,温度进行了计算,最后给出了最大负压差为22kPa。 相似文献
9.
安全壳泄漏率计算过程中,最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析,通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式,探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现,在安全壳泄漏率计算的数据样本中,可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果,进而影响泄漏率的最终结果。因此,在计算泄漏率结果时,须通过回归诊断方法评价数据的有效性,对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。 相似文献
10.
本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。 相似文献
11.
12.
13.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(12):1140-1146
A containment function of transport and/or storage casks of radioactive materials is essential to prevent the materials from being released excessively into the environment. It is not practical for containment tests to measure directly the radioactivity release so that gas volumetric leakage rates are usually assessed and gas pressure decrease or increase method is usually applied. As gas flow model for evaluation, the ISO standards has deleted the concept of choked flow which is adopted by ANSI N14.5. Provided that the choked flow is not adopted to the leakage rate evaluation, the criteria of the test should be severer, and a new leakage rate measuring system with high accuracy and reasonable measuring time is required. Transport casks are often inspected in a temporary cask-storage facility where simultaneous measurement of many casks is required. In a storage cask system, multiple casks are monitored on their containment function during a storage period, and the method for simultaneous monitoring at many points for long term is required. In this study, two kinds of small gas leakage rate measuring systems are developed. One is to measure gas leakage rates directly and is called “flow measuring system”, which can measure gas leakage rate of 10?4 to 10?2 cm3/s with high accuracy and short measuring time. The other is to measure the pressure decreasing rate and is called “pressure decreasing rate measuring system”, which can monitor the pressure change at many points simultaneously. 相似文献
14.
15.
M. Tiltmann 《Nuclear Engineering and Design》1985,90(2):161-165
For a large nuclear power plant under normal operating conditions a leakage rate for the containment of 0.25 vol.%/day is admissible. During a successfully controlled LOCA leakages of the containment will be released through filters by the annulus* air exhausting system into the environment. During a core melt accident a pressurization of the containment has to be expected, which could lead to a failure of the containment due to overpressurization. When openings in the containment steel shell occur before a catastrophic failure, a depressurization into the annulus takes place. The area of the openings determines the depressurization rate and the thermodynamic conditions in the annulus. Furthermore the behaviour of the components being necessary for accident mitigation is influenced too. This paper discusses the thermodynamic consequences of leaks in the containment shell of a German PWR during a core melt accident. The results of those calculations are the necessary boundary condition for the estimation of fission product retention in the annulus. 相似文献
16.
某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 总被引:2,自引:2,他引:0
核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 相似文献
17.
18.
安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。 相似文献