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核电厂主变压器多起损毁事故表明主变压器故障诊断准确性和时效性较差。对核电厂主变压器故障诊断技术现状进行了分析，结果表明核电厂主变压器故障诊断工作流程过于简单，故障在线诊断系统的信息化水平较低。对电力变压器故障诊断的方法与应对策略进行了研究。设计了一种融合了成熟的电力变压器故障诊断技术的核电厂主变压器故障诊断工作流程。给出了基于数字化分布式控制系统改进核电厂主变压器故障在线诊断系统功能，以及提高系统...
核电常规岛设计项目成品设计计划管理系统研究与实践（图）
核电常规岛 设计计划 管理效率
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2023/4/20
本文以东北院核电常规岛设计工作中的成品设计计划编制工作为出发点，针对此项工作复杂繁琐，多设备厂家、多岗位、多专业协同工作难以监控，手工编制计划准确率低的现状，进行了深入的研究与探讨，决定在原有的核电常规岛设计项目管理系统上，进行功能扩充，设计并开发成品设计计划管理软件。通过软件的运用，实现了成品设计计划所必需的设备外部接口资料、专业内部互提资料及必要的设计周期等全部要素在逻辑关系上的清晰关联。极大...
核反应堆生产的放射性核素原理与发展现状（图）
核反应堆 放射性核素 原理 发展现状
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2023/3/8
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是原子由、原子核 、与核外 、电子、 组成。当铀-235 的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2-3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀-235原子核，就会引起新的裂变。
开展动态故障树（DynamicFaultTree，DFT）在反应堆保护系统（ReactorProtectionSystem，RPS）可靠性评估中的应用研究，建立RPS动态故障树模型，采用动态二叉树法对RPS失效概率进行定量分析，使用拉丁超立方抽样对RPS失效概率的不确定性进行数值仿真，获得RPS置信度为95%的失效概率区间及各部件的敏感度，并在相同条件下与传统静态故障树方法进行对比。案例分析结果表...
核电站主控室内漏率试验案例研究
主控室 内漏率 恒量注入法
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2022/3/31
本文主要论述了衡量注入法在国内核电站主控室内漏率试验中的应用,通过对主控室内漏率的计算原理、注入速率和平衡判断的研究,选定了合适的示踪气体、注入点和注入速率进行了试验,并对影响试验的关键因素进行了研究,解决了设计和建筑安装中存在的问题。此试验方法重现性良好,可以在核电站范围内进行推广。
核电厂辐射控制区不同进出模式运行成本分析
核电厂控制区 进出模式 清洁控制区模式
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2022/3/30
本文从核电厂控制区两种进出模式在防护用品的使用量、清洗防护用品的废液产生量以及固废产生量方面对日常运行期间和大修期间进行了运行成本分析。分析可知,采用清洁控制区模式控制区进出模式无论在日常运行期间还是大修期间,其运行成本均低于传统“七件套”模式。尤其是日常运行期间,清洁控制区模式的运行成本仅占“七件套”模式的约三分之一。
在核电站事故工况下，需要对高温、高湿、高气压的安全壳内环境进行辐射监测。研制了一种可用于反应堆安全壳内高温高压环境下的超高量程γ辐射剂量率在线监测仪，包括该监测仪整体布局设计、电离室探测器的结构设计与耐压性能的计算验证、以及基于电流-电压-频率变换的宽量程弱电流测量电路的设计。该监测仪适用于安全壳内的电离室探测器可承受200℃高温、0.7MPa高压的冷却剂丧失事故（LoseofCoolantAcc...
数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法
班组情景意识 人因可靠性分析 贝叶斯网络 数字化核电厂
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2021/2/26
班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因。为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平，通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型，发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法。该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重，且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法，使获得的概率数据更为客观合理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明，该方法不仅能很好地模拟PSF与T...
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
反应堆压力容器 严重事故 耦合CFD-FEM 蠕变失效 塑性变形失效
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2021/2/26
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...
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...
自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移
自然循环铅冷快堆 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂 FLUENT 欧拉-拉格朗日方法 气泡迁移
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2021/2/26
蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一，对铅冷快堆而言，该事故发生后，二回路的高压水迅速进入一回路，会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆，对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究，基于ANSYS FLUENT，利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪，并对事故...
中广核综合热工水力与安全实验室（图）
核电站 自主核燃料组件 核电安全技术
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2023/1/16
中广核综合热工水力与安全实验室是中广核集团最重要的综合性实验研究平台，面向第三、四代先进核电站自主核燃料组件研发、先进核电安全技术及核电装备的自主研发和工程设计、核软件研发，在运电站运维和改进等方面，是“广东省核电安全重点实验室”和“深圳市核反应堆安全重点实验室”。基地积极开展核电进社区、进校园等活动，结合实验室情况组织特色教育活动等。
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
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2021/1/22
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究
照射装置 蒙特卡罗 校准
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2021/1/22
核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪，以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件，由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大，因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了60Co单源照射装置和137Cs多源照射装置的优化设计，并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量，结果表明，γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求...
利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率，并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明，GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为，且相对于集总参数程序而言，能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布，可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参...