停堆

作品数：408被引量：303H指数：7
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停堆地震载荷下某型核级屏蔽泵及部件的应力及疲劳分析方法研究
《核安全》2025年第1期92-95,共4页陈一伟 周秋鸿 石红 李海涛 卫东 王岩 
鉴于目前核级泵多数采用有限元或者经验法计算的方法来计算设备在停堆地震载荷下的应力,应力分析方法的准确与否直接关系到核电站最终的运行安全。本文针对某型号核级屏蔽泵在停堆地震载荷下的整体及部件进行应力分析,根据RCC-M及技术...
关键词：泵 应力分析 疲劳强度 
基于DFT与DBN的反应堆紧急停堆系统可靠性评估方法
《核安全》2024年第6期85-92,共8页张春超 陶龙龙 夏冬琴 王飞鹏 雍诺 李洋 吴洁 戈道川 
国家自然科学基金项目,项目编号:72204246;中国科学院合肥物质科学研究院院长基金项目,项目编号:YZJJ2022QN39。
目前,缺乏针对反应堆紧急停堆系统共因失效、人机交互以及设备可维修特性的可靠性耦合建模分析。为解决上述问题,本文提出一种耦合动态故障树(DFT)与动态贝叶斯网络(DBN)的可靠性综合评估方法。首先,利用DFT对系统存在的共因失效与人机...
关键词：反应堆紧急停堆系统 动态故障树 动态贝叶斯网络 共因失效 人机交互 可靠性 
池壳式研究堆停堆后非能动余热导出特性研究
《核安全》2024年第5期71-75,共5页季龙 郭景新 李海涛 杨易军 袁志敏 
本文以国内某池壳式研究堆为研究对象,采用RELAP5计算并分析了剩余释热功率以及堆水池初始温度对压力容器上部温度的影响。结果表明当剩余功率保持不变时转入间断冷却,随着堆水池初始温度的上升,压力容器上部温度达到50℃的时间会明显...
关键词：池壳式 自然散热 RELAP5 
功率运行/停堆工况下基于SiC包壳的核燃料元件服役行为分析
《核安全》2024年第5期82-89,共8页卢志威 
日本福岛事故后,进一步提高事故容错能力成为核燃料包壳材料的重点研究方向,SiC复合材料在高温强度、辐照稳定性、抗蠕变、抗氧化、耐磨蚀等方面具有显著优势,在轻水堆事故工况下具备较大的容错潜力,因此,基于SiC复合材料的核燃料解决...
关键词：SIC 停堆 包壳 性能 
某核电机组汽轮机超速保护控制反复动作原因分析与处理被引量：2
《核安全》2021年第3期59-64,共6页郑军伟 赵东阳 刘东亮 
为查明某核电机组受电网短时故障影响发生汽轮机超速保护控制反复动作的原因,制订解决方案避免问题重发,本文根据汽轮机转子力矩平衡方程得出汽轮机加速度初始值与甩负荷值成正比的结果,给出了以额定负荷平台甩空载数据为基准的加速度...
关键词：核电厂 汽轮机 超速保护控制 加速度 停堆 
维修停堆模式下完全丧失余热排出系统事故分析
《核安全》2019年第5期85-89,共5页刘建昌 沈永刚 陈韵茵 卢向晖 欧阳勇 
针对CPR1000,本文采用CATHARE程序分析了维修停堆(Maintenance Cold Shutdown,MCS)模式下完全丧失余热排出系统(Residual Heat Removal System,RRA)事故。事故发生后,若不采取任何缓解措施,堆芯衰变热将无法及时导出,使一回路冷却剂温...
关键词：维修停堆模式 完全丧失RRA 时间裕量 
CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析被引量：2
《核安全》2018年第2期31-37,共7页焦振营 张建文 于枫婉 王振营 
CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象...
关键词：全厂失电 重力补水 液泛 维修冷停堆 堆芯冷却 
岭澳核电厂二期3号机组调试阶段GCT系统阀门故障的反思被引量：5
《核安全》2012年第4期25-27,31,共4页李晔 
岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统(GCT)阀门,在机组调试阶段投自动(通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制)后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路,重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停...
关键词：GCT 阀门故障 自动停堆 安注 原因分析 
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