基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:lamm
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性.综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题.针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性.结果 表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性.
其他文献
在元件生产过程中,不合格的含铀物料种类多、存量大,为了提高铀的可利用率,满足日益增多燃料元件生产任务所需物料的稳定供给,需要进行铀回收.本实验研究了将U3Si2粉末先煅烧
研究堆燃料元件在安全转移至乏燃料贮存水池前,需对其进行破损检测。目前的检测方法耗时长,难以对具体的破损对象快速判定。本文提出一种破损乏燃料元件快速排查法,该方法能
液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点,模糊比例积分微分(PID)控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩,使得系统的控制精度降低,故设计了一种基于变论域模糊PID控
为了承接英国核电项目建设,核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室(ONR)的通用设计审查(GDA).GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指
对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件AN
核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂.为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特
电解渗氢制备氢含量分别为140±20 ppm(1 ppm=1 μg/g)和260±20 ppm的Zr-4管材,通过加载高压气体使管材发生氢化物应力再取向效应,最终获得不同氢化物取向的Zr-4管材.结果
传统的管道跨距计算方法是基于欧拉梁理论的简支梁模型,该计算方法仅仅考虑横截面的弯曲变形,忽略剪切变形影响.本文以铁摩辛柯梁理论的简支梁为计算模型,给出考虑剪切变形的
消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数.本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法:将非能动氢复合器放于密闭容器中,并通入氢气,只要氢复合
介绍了中广核研究院在事故容错燃料(ATF)包壳领域的最新成果,通过预置粉末式脉冲激光熔覆技术,在不同的功率下制备出不同厚度的锆包壳管Cr保护层;通过高温蒸汽氧化增重数据发