搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 安全壳”相关记录24条 . 查询时间(0.174 秒)
“玲龙一号”全球首堆钢制安全壳下部筒体吊装成功（图）
玲龙一号 钢制安全壳 下部筒体
2022/2/28
海南昌江核电基地传来喜讯，2022年2月26日7时16分，经过2小时16分的作业，“玲龙一号”全球首堆钢制安全壳下部筒体顺利吊装就位，提前46天完成里程碑计划，为进一步高质量稳步推进小堆工程建设奠定了坚实基础。
福岛核事故10年后，1号机组安全壳内部调查终于启动
福岛 核事故 机器人 核燃料熔块
2022/1/8
据日本放送协会(NHK)中文网报道，为了取出东京电力公司福岛第一核电站在事故中熔落的“核燃料熔块”，一直被推迟的使用机器人查看1号机组内部情况的调查工作，将从1月12日起正式启动。当地时间2017年2月2日，东京电力公司公布福岛第一核电站2号机组反应堆安全壳内拍摄到的图像。图为机器人拍到的受损反应堆底部的物质。
玲龙一号全球首堆钢制安全壳底封头吊装成功（图）
玲龙一号 钢制安全壳 底封头 吊装成功
2021/10/27
2021年10月24日，全球首个陆上商用模块化小堆玲龙一号钢制安全壳底封头提前吊装完成。这是海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程建设的重要里程碑，为后续反应堆厂房主体结构施工奠定坚实基础。
地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数，分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似，分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响；对于算例厂址，地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险；我国核电厂安全壳结构地震风险较...
小型堆安全壳抑压系统优化分析
安全壳 抑压水池 抑压管 LOCA
2020/12/20
LOCA后安全壳内压力迅速升高，特别是自由体积较小的小型堆安全壳，为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高，需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析，得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明：抑压水池能显著降低安全壳内的压力，不同抑压水池模块配置下安全壳内的...
冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究
非能动安全壳热量导出系统 大型安全壳综合试验装置 冷凝水收集装置 收集率
2020/12/20
非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统，用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置，可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明，在工况范围内，换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响，且其收集率较高。
安全壳卸压排放过程模化分析
大型非能动先进压水堆 安全壳卸压 模化分析方法 现象过程识别与排序表
2020/5/20
针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象，采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法，得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表（PIRT）。结果表明：排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态；乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利...
2020年5月13日，“华龙一号”全球首堆中国核电福清核电5号机组安全壳整体性试验顺利完成。
华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析
华龙一号 非能动安全壳冷却系统 设计工况 均匀流模型 自然循环
2020/1/20
本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟，在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析，并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力，能在事故早期极快启动，并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析...
巴基斯坦当地时间1月3日11时30分，“华龙一号”海外首堆K2机组非能动安全壳热量导出系统（PCS）热交换器已全部吊装就位，标志着K2机组非能动系统安装迈出关键一步，为K2机组热试目标的实现奠定了坚实基础。
安全壳设计导则专家咨询会在京召开（图）
安全壳设计 专家咨询会 核安全监管
2020/1/9
近日，中心在北京组织召开了HAD102/06《核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计（送审稿）》（以下简称：安全壳设计导则）咨询会。参会人员包括生态环境部（国家核安全局）、中国广核集团有限公司、华北电力大学等单位的领导、专家和代表。中心副主任柴国旱、副总工程师孙造占及相关部门人员参加了此次会议。
应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性
安全壳比例分析 液滴 传热传质 闪蒸
2013/1/20
在核电厂的安全壳分析中，安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例，应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析，量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率（RPC）的影响。通过本比例分析，可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。
在核电厂设计早期，安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比，在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长，现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策，需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下，在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进，可推...
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价
严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
2009/7/17
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量，以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额，能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量，它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。