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对AP1000中厂用水系统(Service Water System,SWS)系统的重要性和先进性进行了比较性论述,并阐述了SWS系统故障对核电厂的影响,最后针对福岛事故的教训,给出了SWS设计改进建议。 相似文献
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《清华大学学报(自然科学版)》2018,(11)
以AP1000安全壳及其非能动安全壳冷却系统为研究对象,采用MELCOR 2.1程序和辅助建模程序SNAP进行了详细的三维建模,模拟了安全壳冷却过程中对流传热、蒸汽冷凝及液膜蒸发等传热传质过程,使用液膜跟踪模型模拟非动能安全系统(passive containment cooling system,PCS)的特性,分析了冷段双端剪切断裂事故下的安全壳热工水力瞬态过程,给出了事故后各阶段主要参数的计算结果。此外,还对液膜覆盖率和液膜覆盖时间的影响进行了研究。结果表明:MELCOR程序能很好地模拟非能动安全壳冷却系统的热工水力现象,本研究使用了与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在大破口事故下的安全性,可为后续应用程序分析核电厂安全壳系统响应特性提供参考和借鉴。 相似文献
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在美国经济发展分析报告中的公共设施部分,每年由于腐蚀造成的损失约为479亿美元,仅电气公共设施部分就为69亿美元;在金属和合金方面,来自美国腐蚀工程师协会(National Association Of Corrosion Engineers(NACE))的统计,直接由空气及环境造成腐蚀的损失每年大概是50亿美元。 相似文献
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双套钢丝绳卷绕系统在单一故障保护起重机起升机构中广泛采用,在发生某一套钢丝绳断裂的事故下,未断的钢丝绳仍然能平衡地承载载荷。在忽略主梁弹性和考虑主梁弹性2种情况下,研究了钢丝绳卷绕系统的动力学特性。发现两种模型的计算结果接近,工程计算中可以采取忽略主梁弹性的简化模型。在单套钢丝绳断裂事故发生后,未断钢丝绳上的最大拉力为事故前的3倍,这一倍率关系是恒定的,与被吊物品重量及钢丝绳的型号无关。单根钢丝绳断裂事故下钢丝绳拉力在起升制动器反应之前即已达到最大值,钢丝绳拉力极值将作用于起升机构传动链上。根据ASME NOG-1的要求,为具备承载单根钢丝绳断裂事故的能力,在正常工况下钢丝绳应具备7.5倍的安全系数,这相当于GB/T3811对M7~M8级起升机构的要求。 相似文献
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核电厂放射性固体废物处理 总被引:1,自引:0,他引:1
核电厂在运行和换料大修时,会产生一些废物.这些废物中有非放射性的(废气、废热、化学产物),也有放射性的(气体、液体、固体),为了保护周围环境免受放射性污染,防止对工作人员和居民过量的放射性辐照,所有放射性废物在排放到环境和最终处理前,必须经收集和处理.本文介绍了核电站放射性三废的来源、分类以及对不同种类废物的不同处理方式. 相似文献
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反应堆放射性含硼废液固化的研究 总被引:2,自引:0,他引:2
本文对反应堆排出含硼废液水泥固化问题进行了一系列的实验研究,根据实验分析结果,得到了三个较好的技术配方,它们具有实际应用价值。 相似文献
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放射性有机废液是有机废液的一种特殊的种类。随着我国核工业的发展,在核设施的运行、维护、退役等过程会产生一定量的放射性有机废液。且放射性实验室、环境监测单位以及核技术利用单位也会产生少量的放射性有机废液。放射性有机废液通常具有易燃、易爆、易挥发以及热分解、生物降解和辐照分解等物化特性。这些特性使得有机废液的使用、贮存、处理、处置等都有其特殊的要求。由于其中通常含有放射性核素例如铀、钚、铈、锶、铯、钴等,因而造成了该类废液处理、处置极为困难。本文通过过放射性有机废液的来源种类等进行调研分析,研究了放射性有机废液的处理方式,并对现有方法的优缺点进行了分析。 相似文献
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针对深圳市工业废物处理站铜镍退镀废液 ,确定了溶剂萃取法分离提取铜、沉淀分离法回收镍的工艺路线 .探讨了采用 P5 0 7煤油体系萃取分离硝酸介质中的铜和镍及用硫酸反萃铜的条件 ,确定了最佳工艺参数 .结果表明 ,在最佳萃取工艺条件 :料液浓度 Cu1 5~ 2 0 mg/ml,Ni8~ 1 0 mg/ml,料液 p H为 1~ 2 ,萃取剂浓度 3 5 %(V/V) ,皂化度 6 0 %,相比为 1 :1 ,振荡时间 2 min,温度 2 0~ 2 5℃ ,铜的一级萃取率达 90 %以上 ,铜镍分离系数为 75 ,经过三级逆流萃取废液中的铜镍已达到完全分离 ;以 Na OH作沉淀剂 ,溶液的 p H为 1 0~ 1 1 ,镍的回收率达 99.9%.退镀液中铜镍萃取分离的扩大实验结果表明 ,铜镍可完全有效地分离回收 ,排放液达工业废水排放标准要求 . 相似文献
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基于中国海域海流预报数据和核电厂近岸海域的高分辨率岸线及海底地形资料,建立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统。该系统采用成熟的海流预报模型和输运扩散数值模型及直观的剂量评估方法,可对中国不同核电厂址核事故下液态放射性物质的排放进行污染物输运路径模拟,并可以在中国特定核电厂的近岸海域进行精细化3维后果评价,为应急响应行动提供决策技术支持。本文针对宁德核电厂进行了假想核事故案例计算,结果表明一般情况下模拟海域内潮流类型为半日潮流,落潮流向偏东,涨潮流向偏西,海流速度较小,扩散过程缓慢,会在近岸海域积累较高的放射性浓度。 相似文献
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反应堆功率控制是维持反应堆稳定的核心控制,该文通过结合反应堆反应性控制的基本原理对AP1000采用的功率控制模式进行了简要的介绍,分析了AP1000核功率控制关于功率水平和功率分布的控制方式及约束条件,功率水平控制系统从低功率控制和高功率控制两个部分展开,功率分布则主要分析其轴向功率的控制信号及其限制条件。同时简要减少了反应堆功率控制模块中的快速降功率功能。最后将AP1000反应堆功率控制模式与其他模式进行了对比,在功率水平和功率分布调节方面进行了比较分析。 相似文献
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氢气控制系统是在严重事故工况下保证安全壳完整性的重要措施之一。该文以AP1000安全壳氢气控制系统为研究方向,介绍AP1000氢气控制系统,说明AP1000在严重事故下氢气控制有效可靠,满足第三代核电技术安全标准。 相似文献
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压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础. 相似文献
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本文阐述了机械模块工艺系统冲洗产生原因,处理原则及方法,介绍机械模块工艺系统冲洗的特点及难点,分析和总结经验,并提出了建设性的意见。 相似文献
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摘 要:对AP1000电气贯穿件的结构、安装要求进行了介绍,对电气贯穿件的现场安装工艺进行了研究。 相似文献