搜索结果: 1-13 共查到“核科学技术 压水堆核电厂”相关记录13条 . 查询时间(0.249 秒)
压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨
压水堆 14C 流出物 排放限值
2021/11/20
研究分析了压水堆核电厂中14C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放14C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的14C排放限值管理带来的挑战,提出了14C的减排和资源化利用建议。
压水堆核电厂气态流出物环境累积效应研究
核电厂 气载流出物 环境累积 土壤
2020/9/20
核电厂运行寿期内放射性气载流出物通过烟囱向环境排放，其中部分放射性物质会沉降并在环境中累积。为评估其累积效应，本文选取3H、14C和以气溶胶形式存在的88Kr/88Rb、60Co、131I和137Cs作为代表性核素，采用3H、14C平衡模型和气溶胶迁移扩散模型，分析了核电厂运行寿期内各核素的环境累积活度浓度。分析结果表明：代表性核素显示出了环境累积效应，绝大多数代表性核素的环境累积活度浓度远小于0...
压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析
无源启动 源量程探测器 计数率 次级中子源
2020/3/20
压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法...
针对压水堆核电厂的运行特性，研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响，这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式，并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式，最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器(power system stabil...
压水堆核电厂负荷跟踪模式能够有效协调机组产能与电网需求，延长燃料的循环寿期，提高机组运行的经济性能。反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点。通过合理简化，建立了反应堆系统集总参数模型，设计了负荷跟踪控制策略。引入负荷阶跃变化扰动和线性变化扰动，对反应堆负荷跟踪控制系统特性进行仿真。结果表明，控制特性与实际基本一致，控制系统能够满足负荷跟踪性能要求。
压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
事故 压水堆核电厂
2009/3/24
针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明，在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的...
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
主给水丧失 压力容器完整性 严重事故
2009/2/13
针对900MW级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对主给水丧失（LOFW）始发事件叠加辅助给水失效严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明：在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施...
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
严重事故 蠕变破裂 封头
2009/2/13
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。
先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构
先进压水堆 数字化保护系统 需求分析
2009/1/6
为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析
高压熔堆事故 SCDAP/RELAP5程序
2008/12/30
压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列，且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列，并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直...
法国压水堆核电厂事故缓解对策（The Accidents Mitigation Concept of French PWR Nuclear Power Plant ）
事故 严重事故 缓解对策
2008/11/19
对法国压水堆核电厂的事故缓解对策作了概要的介绍。
百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器国产化能力分析（Domestic Design and Manufacture Capability Assessment Of 1 000 MW PWR Steam Generator ）
压水堆 蒸汽发生器 国产化
2008/10/22
蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备。经过数十年的努力，我国目前已基本掌握百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器关键设计技术，具备了设计和制造能力，可以满足新建核电厂蒸汽发生器国产化的要求。本文论述了我国百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器研发需要掌握的关键技术，现有的蒸汽发生器自主设计和制造能力，并对蒸汽发生器国产化比率作出估计。