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[目的]为了探索船用堆安全壳整体和局部泄漏率水平,明确安全壳密封性试验验收准则标准,并开展安全壳周围舱室的气载放射性物质浓度分析。[方法]基于陆上核电站安全壳密封性试验标准,根据标准分析-提出指标-验证指标的总体思路,开展浮动核电站泄漏率指标分配、泄漏率计算和可行性分析研究。[结果]结果表明,设计基准事故工况下,浮动核电站安全壳整体泄漏率应控制在3‰/24 h左右,B类和C类贯穿件泄漏率分配分别占整体泄漏率的10%和50%;在试验工况下,安全壳整体泄漏率考虑25%的设计余量。[结论]泄漏率数值分析计算结果满足指标要求,并具有较好的设计余量,对明确安全壳密封性试验验收准则具有重要参考价值。 相似文献
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浮动核电站驳船作为反应堆的承载结构,其耐撞性能与发生碰撞时反应堆部位的冲击环境对核电站的运行安全有十分重要的影响。文章参考俄罗斯即将投入运营的"罗蒙诺索夫"号浮动核电站的结构形式和布置情况,在ANSYS/LSDYNA中建立了浮动核电站驳船与其中的小型核反应堆及其主要管路的简化有限元模型,对驳船舷侧在与补给船球鼻首发生微能碰撞时结构的变形损伤情况进行分析,并通过计算核反应堆关键位置处的冲击谱,对碰撞过程中反应堆部位的冲击环境进行了分析,为管路相关设备的冲击设计提供参考。 相似文献
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为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。 相似文献
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文章在总结海上浮动修理设施发展历程的基础上,分析了加强我海军浮动基地建设的意义,并对建设我海上浮动修理设施提出了设想. 相似文献
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