搜索结果: 1-15 共查到“知识库 核科学技术 核电站”相关记录99条 . 查询时间(0.173 秒)
核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括85Kr、85mKr、88Kr、133Xe、135Xe,还有少量131I、132I、133I、135I、132Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种...
核电站主控室内漏率试验案例研究
主控室 内漏率 恒量注入法
2022/3/31
本文主要论述了衡量注入法在国内核电站主控室内漏率试验中的应用,通过对主控室内漏率的计算原理、注入速率和平衡判断的研究,选定了合适的示踪气体、注入点和注入速率进行了试验,并对影响试验的关键因素进行了研究,解决了设计和建筑安装中存在的问题。此试验方法重现性良好,可以在核电站范围内进行推广。
核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究
照射装置 蒙特卡罗 校准
2021/1/22
核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪，以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件，由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大，因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了60Co单源照射装置和137Cs多源照射装置的优化设计，并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量，结果表明，γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求...
利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率，并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明，GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为，且相对于集总参数程序而言，能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布，可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参...
针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题，结合水动力学和结构力学，考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态，以及海洋环境下船体随机运动响应的影响，对燃料组件的结构载荷进行计算，从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全，并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例，首先对平台进行时域计算，得到船体重心的六自由度运动时历曲线，然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆，实现对...
核电站管道通风系统辐射监测设备的优化改造
辐射监测 误报警 优化
2016/12/19
核电站管道通风系统辐射监测设备是监测核电站控制区内各通风厂房内空气的放射性。目前所应用的辐射监测设备经常发生虚假故障报警，为了减少设备的误报警概率，对该辐射监测设备进行优化改造。介绍监测设备构成和其工作过程，分析故障现象，得出设备误报警是取样空气潮湿所致，解决措施是在监测探头前增加加热除湿装置。结果表明：该改造方法能够减少该设备的误报警，提高可用性和安全性。
核电设计中需要考虑高能管道发生破裂事故对周围重要核级物项的影响，设计中常采用设置防甩支架的 措施使事故影响降低到最小化，防甩支架承受力一直是管道设计者难以解决的问题之一。笔者基于多年的设计经验， 根据能力守恒的原理及材料本身的力学性质，总结出一种可用于核电站实际设计使用的核电站防甩支架承受力估算 方法，并以M310 堆型工程中的实际防甩支架为例，详细讲解如何使用这种估算方法来计算防甩支架的受力，通...
国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究
国产压水堆核电站 主管道 自动焊 裂纹扩展
2014/4/9
在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿α/α或α/γ相界产生分支。
当应用数字化技术DCS对核电站安全重要系统进行设计时，为了保证安全级DCS应用软件的可靠性，对相关法规标准进行了研究。鉴于以IEEE标准为主的美国标准体系较为完整，认为可应用NRC认可的系列IEEE标准来指导应用软件的设计，并分析了各个软件相关IEEE标准间的关系以及设计时该如何应用这些标准。最后，依据标准要求对应用软件的设计方法进行了研究，初步得出了计划、需求、设计、实现、集成和确认、安装各个阶...
针对基于CPU技术的数字化核电仪控系统存在共因故障的缺陷，将FPGA技术引入到核电站多样性系统中，使其成为保护系统的后备系统。考虑到FPGA技术和CPU技术在运行机制上有很大的区别，进一步提出FPGA技术应用于多样性系统的关键问题和解决方法。分析结果验证了该应用的正确性和可行性，表明了FPGA技术必将成为核电站DCS行业发展方向。
IGBT在核电站棒控系统中的应用
核电站 整流脉宽 调制纹波
2014/12/18
针对目前基于可控硅的核电站棒控系统存在输出电流纹波大、电流上升和下降时间长等特点，提出了基于绝缘栅双模型晶体管(IGBT)的捧控系统。IGBT作为新型大功率开关器件，具有电压型控制、输入阻抗大、驱动功率小、控制电路简单、开关损耗小、工作频率高和元件容量大等优点。实际应用表明，IGBT减小了棒控系统输出的电流纹波和电流上升、下降时间，十分适合应用于核电站棒控系统中。
基于核电站事故处理的人因可靠性研究
失水事故 蒸汽发生器传热管破裂 人因绩效
2014/4/14
近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式,但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。因此,在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下,人因可靠性也需要不断提高,以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。根据美国布鲁克海文国家实验室最新发布的NUREG 0700标准,先进控制室(ACR)被定义为“采用数字化...
双参数威布尔分布在核电站数据处理中的应用
威布尔分布 小样本 定时截尾 贝叶斯方法
2011/8/25
核电站设备可靠性数据的处理是电站进行以可靠性为中心的维修（RCM）和寿期管理（LCM）的基础。在核电站失效数据的实际处理过程中，常会面临失效样本少、维修导致数据分布不独立等问题。为解决上述问题，本文提出以双参数威布尔分布作为寿命模型、采用贝叶斯方法来处理小样本失效数据的方法，并结合核电站运行数据进行验证。结果表明，本方法在处理样本较少以及存在维修老化问题时，具有更好的适用性和准确度。
大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一，本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3，通过修改其相关模型或关系式，结合有关分离效应与整体效应试验数据验证，形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上，对300 MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析，...