辅助给水系统相关论文
本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m3/h,向2......
一、概述ASG不锈钢水池（应急给水水池）位于核岛厂房，水池由一个锚固于混凝土中确保水密性的内表面衬里构成，ASG不锈钢水池是应急及辅助......
蒸汽发生器传热管破裂事故是压水堆核电厂设计基准事故之一。近年来该类事故在世界上发生的几率为6×10~(-3),引起人们很大的重视......
我国的核电设计中有四道屏障,第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中,不会释放出......
本文说明核电站风险概率评价(PRA)的目的、时机、所需资料与人员以及研究对象。简述了用功能事件树、系统事件树确定事件列,用故障......
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文章利用RETRAN-02/MOD 002程序对秦山核电厂主给水管断裂事故进行了敏感性分析研究。着重研究了蒸汽发生器及其传热模型、破口大......
用故障树分析方法对秦山核电厂辅助给水系统的可靠性作了点估算,使该系统在LMFW工况下的功能需求不可用度,从原设计的1,4×10~(-3)......
西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计......
核能发电是本世纪五十年代以来开发的新能源。由于化石燃料蕴藏量有限,又是化工、医药的主要原料,而且火电站还排出二氧化碳、氧......
本文用失效模式和效应分析(FMEA)及故障树(FTA)方法,对秦山核电厂安全壳喷淋系统(CSIS)可靠性进行分析.
In this paper, the fail......
一、引言核电站保护系统的职能,是当电站的核参量或过程参量发生异常变化或运行人员误操作时,能根据对异常状态的监测和异常变化......
本文介绍了上海核工程研究设计院开展秦山核电厂 PRA 工作的情况,以及 PRA 在该电站安全决策中的意义.
This paper introduces th......
本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵......
秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三......
研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数......
介绍了恰希玛核电站全范围模拟机的软件背景、模拟系统、工艺部件、运行模式及计算模型,并以APROS和RELAP5对几种典型事件为例进行......
【法国《核综论》2000年第9～10月刊报道】 2000年8月初,法国电力公司通知核安全主管部门,费森海姆核电站发现影响PTR系统水箱和蒸汽......
采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统......
针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热......
介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助......
通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针......
膜除氧技术作为一种高效节能的新型除氧技术而得到越来越广泛的应用。介绍了膜除氧技术的原理、应用及其优点,初步探讨了在核电厂......
为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题......
世人关注的美国三里岛核电站3月28日事故,离今已三月有余,在一阵紧急的分析、处理之后,目前正在进行辅助厂房的去污.仅此去污,要动......
辅助给水系统(ASG)是核电厂的专设安全设施,关系着核电厂的安全可靠运行.汽动辅助给水泵作为ASG系统的主要能动设备之一,它在特殊......
论文首先提出并论述了核电营运单位是核电安全文化的主体，是核电安全全面、法人负责者；接着阐明了核电营运安全文化的特性；最后指出了......
我国很多M310堆型的核电站设计中都增设了启停给水系统。为此本文对启停给水系统和辅助给水系统进行分析比较，从各个方面对增设启停......
本文介绍了核电站中汽动泵的功能、性能要求，分析了国产汽动泵的调速特性以及与进口同类泵相比在转速控制上的优势。结合辅助给......
辅助给水系统是核电厂中的专设安全设施，是蒸汽发生器的给水备用系统，在丧失主给水时，向蒸汽发生器二次侧提供给水，导出反应堆堆芯余热......
针对核电厂改进的辅助给水系统（ASG）。研究了基于贝叶斯网络的系统安全评价方法。通过故障模式与影响分析构建ASG系统可靠性框图，根据......
辅助给水系统是核电厂当中的重要安全设施,其主要作用是在核电厂发生意外事故导致供水中断的情况下,临时提供用水。对于辅助给水系......
为完善基于贝叶斯网络的故障树分析方法，提出了保持贝叶斯网络拓扑结构不变、扩展某些事件节点的状态空间、保持事件节点状态空间不......
结合柴油机辅助给水系统发电机出口接触器的控制原理和发电机带载启动困难的现象,找到原因并提出相应解决方案。......
本文介绍辅助给水系统TWL-45S汽动泵主要部件的结构及流量控制等工作原理，详细分析机械脱扣装置的构造，并结合实例说明脱扣螺栓的原......
压水堆核电厂M310机组辅助给水系统汽水分离器下游多台疏水调节阀因气蚀内漏失去阀门调节功能,影响汽水分离器疏水效果影响阀门功......
大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密......
本文针对参考电站ASG系统汽轮机厂房8M27区域设备管道布置较为混乱,人员操作、检修可达性差等问题,在宁德核电一期等项目设计过程......
风险指引型设备分级是综合确定论和概率论的分析结果对设备进行重新分级的一种方法。它可以使核电厂将资源更合理地分配到安全重要......
以大亚湾核电站辅助给水系统为研究对象，应用CO-FLOW法计算分析了该系统不同阶段的可靠性。根据系统原理图直接构建了系统GO—FLOW......
秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路......
在广泛调研了各种辅助给水系统设计的基础上,举例讨论了存在于现有系统设计中的不可靠之处和改进措施,并给出了保证系统可靠性的具......
介绍了３００ＭＷ核电站典型辅助给水系统的优化设计，提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求，就秦山核电站工程一期设计......
