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功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素,需在其可靠性分析中予以考虑。针对多维不确定性参数及小功能失效概率问题,提出了一种将改进响应面法及重要抽样子集模拟法相结合的功能可靠性分析方法。以西安脉冲堆(XAPR)堆池水自然循环冷却为例,结合中破口失水事故,考虑输入参数及模型的不确定性,对其进行了功能可靠性评估和灵敏度分析。结果表明:XAPR堆芯自然循环功能失效概率为3.796×10-3,需充分考虑系统功能的可靠性。本文方法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度,对XAPR堆芯自然循环非线性功能函数具有很强的适应性。 相似文献
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针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析,提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法。该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向,进而得到失效概率的高效估计。以西安脉冲堆(XAPR)自然循环冷却堆芯能力的可靠性评价为例,考虑模型与输入参数的不确定性,对中破口失水事故下的自然循环功能失效概率进行了量化分析。结果表明:与其他概率评估方法相比,本文方法具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度;对隐式非线性的功能可靠性分析是有效可行的,具有很强的适应性。 相似文献
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为评价西安脉冲堆(XAPR)裂变产物释放风险,提出了XAPR二级概率安全分析(PSA)技术要点,分析了事故进程及包容壳响应,基于满功率运行工况内部事件开展了二级PSA。结果表明,在所有释放类(RC)中,代表成功路径的包容壳完好释放类(RC01)贡献值占97.52%;在所有非正常释放类中,包容壳密封失效释放类(RC02)贡献份额为75.81%;RC01发生频率最高,约为4.80×10-6(堆·年)-1,核素释放量最小,为109~1013?Bq数量级;包容壳失效旁路释放类(RC06)核素释放量最大,约为1014?Bq数量级,释放频率达1.38×10-8(堆·年)-1。因此,建议在事故时应重点关闭废气特排系统和堆厅排风系统。 相似文献
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宋明海 《核标准计量与质量》2004,(Z1):54-61
本文对加拿大核电厂可靠性工程技术的应用情况从如下几个有特色的方面进行简要论述,包括加拿大核安全法规对核电厂可靠性的要求,CANDU堆PSA的发展,设备可靠性数据库的维护,强制性定期试验管理,专设安全系统运行可靠性监测. 相似文献
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为研究一体化小型自然循环反应堆稳态条件下的流动非对称性机理,通过总结当前国际自然循环反应堆的主要设计特征,建立了自然循环典型三维分析模型,采用计算流体动力学(CFD)方法对竖直稳态下自然循环进行了数值模拟,并针对不同混流截面的速度和温度分布特性进行了分析。结果表明:较大尺度的自然循环系统在理想竖直稳态自然循环条件下,存在周向的流量和温度分布不均匀性,其中流量分配的不均匀性较温度分布情况更突出。竖直稳态自然循环的主流流量和温度均呈现偏心趋势,属于系统层面的偏差,而不只是局部流动分配不均衡问题。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(7):1046-1056
As research regarding small- and medium-sized nuclear reactors (SMRs) has rapidly increased worldwide, the Regional Energy Research Institute for Next Generation (RERI) is designing a new conceptual nuclear reactor, called the Regional Energy rX-10MWt (REX-10). The REX-10 is an integral-type nuclear reactor and adopts natural circulation for heat removal. Since the REX-10 is designed for district heating and small-scale power generation near residential areas, it has to guarantee safety under all circumstances. Thus, the REX-10 Test Facility (RTF) is designed to evaluate the natural circulation behavior in the REX-10. On the basis of a theoretical model and reactor safety, two experimental parameters (heater power and feedwater flow rate) were chosen and various transient experiments are conducted. As a result of six transient experiments, the RTF guarantees safety against abrupt changes in the experimental parameters. Furthermore, all the experiments are simulated by using the MARS code. In most cases, the results of the MARS code show good agreement with the experimental results. However, in case of the chiller trip, the MARS code overestimates the temperature and generates a fluctuation of the primary flow. However, both results show a similar trend after the fluctuation is finished. 相似文献
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铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。 相似文献
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Lead-based fast reactors have good natural circulation capabilities, and its natural circulation characteristics is of great value to improve the inherent safety of the reactor, and the scaling analysis method is the theoretical basis for establishing a reasonable and feasible lead-based fast reactor natural circulation test facility. In this paper, the main similarity groups could be determined by using dimensionless fluid governing equations of typical natural circulation lead-based fast reactor primary cooling system. Based on the constructed dimensionless similarity groups, the scaling analysis of small natural circulation lead-based fast reactor named SNCLFR-10 was carried out to obtain the geometric and thermal hydraulic design parameters of the dual-loop single-phase natural circulation experimental facility. The scaling method of the lead-based fast reactor natural circulation test facility was verified by comparing and analyzing the key thermal and hydraulic parameters of SNCLFR-10 and the scaled-down test facility under rated conditions. The research results show that the key thermal-hydraulic parameter ratios of SNCLFR-10 and the scaled-down facility are in good agreement with the theoretically deduced ratio, and the established lead-based fast reactor natural circulation experimental facility scaling analysis method is reasonable and feasible. 相似文献
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以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。 相似文献
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