核动力工程

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许明周, 何佳佶, 郑杲, 李国勇

2018, 39(S1): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0001

摘要(19) PDF(0)

摘要:
核电厂中棒位探测器电源的主要功能是按照要求为棒位探测器原边线圈提供正弦波电流源,供电电源的输出精度和负载变化响应速度等性能直接影响着棒位测量的精度。为了提升探测器电源的上述性能,本文引入负载跟踪和响应速度快的滞环电流控制方法,并在理论分析的基础上对传统滞环控制进行优化以保持电源开关频率固定。由于探测器电源供电回路中开关频率特性不仅和控制方法有关,还和供电回路中器件参数值等有关,为此分析了电源电路参数对其开关频率的影响。最后,通过仿真对理论分析进行验证。经验证,改进后的控制方法克服了传统滞环控制存在的缺点,提升了探测器电源的电气性能。

DRAGON与自研堆芯中子学软件的自动化对比验证

明平洲, 李治刚, 安萍, 夏榜样, 芦韡, 刘东, 余红星

2018, 39(S1): 5-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0005

摘要(15) PDF(0)

摘要:
核电自主化软件CORCA-3D和CORCA-K的研制涉及堆芯扩散数值计算的较多正确性验证。为提升研发效率,基于DRAGON内的TRIVAC堆芯计算模块,在方形燃料组件的应用场景下建立DRAGON与自研堆芯中子学软件的自动化对比验证方案,辅助自主化软件的开发。此方案可以根据计算内容进行定制化实现,验证了多个基准例题的扩散计算结果。数值实验结果确保了核心模块的计算正确性,并作为基本测试内容减轻了后续软件研发人员的负担。

中子能谱在反应堆屏蔽计算中的应用分析研究

田超, 应栋川, 张宏越, 唐松乾, 谭怡

2018, 39(S1): 10-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0010

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在反应堆的屏蔽设计中多采用蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序(MCNP)计算反应堆压力容器和堆内构件的中子注量率,用以评估中子对结构材料的辐照损伤。MCNP在计算这类固定源问题时,源强的能量分布多采用MCNP自带的Maxwell裂变中子能谱或Watt裂变中子能谱,它们是典型能量的入射中子对应的向量裂变能谱。然而真正的裂变中子能谱是与入射中子能量相关的矩阵裂变中子能谱。为此,不同的中子能谱对反应堆屏蔽设计计算结果的影响被分析。结果表明:在反应堆屏蔽设计中应考虑不同能量的入射中子对裂变中子能谱的影响,即应该采用矩阵裂变中子能谱进行反应堆屏蔽设计计算。

管路系统截止阀流体激振特性分析研究

刘立志, 陈纠, 蔡龙奇, 谭术洋, 赵雪岑

2018, 39(S1): 15-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0015

摘要(14) PDF(0)

摘要:
某核能装置冷却水系统常用的角式截止阀流体激振力较大,给管路系统振动噪声控制带来了一定的难度。为降低截止阀流体激振,对角式截止阀和直流式截止阀开展了流体激振特性对比分析。结果表明,两种截止阀阀后压力脉动均比阀前有所增强,但直流式截止阀阀后漩涡强度、阀芯受力、压力脉动幅度均小于角式截止阀,因此直流式截止阀的流体激振特性优于角式截止阀。

微观燃耗方程求解方法研究与数值验证

郭凤晨, 柴晓明, 芦韡, 马永强, 涂晓兰

2018, 39(S1): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0020

摘要(9) PDF(0)

摘要:
研究分析了求解燃耗方程的多种计算方法,包括泰勒级数展开(Taylor)方法、Pade近似(Pade)方法、尺度平方(Scale)方法、特征值(Eig)方法、切比雪夫有理近似(Cram)方法、拉格朗日插值(Lagrange)方法、牛顿插值(Newton)方法、范德蒙矩阵方法和子空间(Krylov)方法,比较分析了各算法在计算效率和计算精度的优劣,最终确定了Cram方法为求解燃耗方程的优选算法。采用Cram方法开发完成了燃耗方程的求解程序,并进行了基准题的验证。结果表明,开发完成的燃耗方程求解程序具有较高的计算精度。

基于指数变换的对角隐式龙格库塔法求解中子点堆动力学方程

蔡云, 张知竹, 李庆, 王帅

2018, 39(S1): 24-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0024

摘要(9) PDF(0)

摘要:
点堆动力学对于反应堆安全运行有着重要作用,但点堆动力学方程是刚性的,通常使得数值求解所采用的步长很小。本文研究了基于指数变换的对角隐式龙格库塔(DIRK)方法用来求解点堆动力学方程。基于指数变换的DIRK保留了DIRK方法适合求解刚性方程的特点,同时在反应性引入较大的情况下,它比对角隐式库塔方法表现更好。若干算例,如反应性阶跃、线性或者正弦变化等,表明基于指数变换的DIRK方法具有很高的计算精度。

定位格架静态屈曲载荷分析方法研究

秦勉, 蒲曾坪, 陈平, 李垣明, 茹俊, 雷涛

2018, 39(S1): 28-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0028

摘要(15) PDF(0)

摘要:
静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参数设置,可较为准确地模拟燃料棒夹持状态;燃料棒装载状态、初始夹持力以及摩擦力对该分析方法的计算结果影响较大。

ACP100堆内构件过盈连接结构有限元分析研究

刘晓, 王留兵, 张宏亮, 罗英, 饶琦琦, 吴冰洁

2018, 39(S1): 34-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0034

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用ANSYS软件,通过有限元与理论公式计算的对比,获得了用于过盈连接结构的有限元方法(FEM)。用该方法对玲龙一号(ACP100)堆内构件吊篮组件的过盈连接结构进行了FEM,为应用于复杂工况下的过盈连接结构设计提供了分析方法,确保了过盈连接结构设计的可靠性。

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

徐涛, 朱加良, 何鹏, 陈学坤, 杜茂, 陈静, 徐思捷, 王雪梅

2018, 39(S1): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0037

摘要(16) PDF(0)

摘要:
主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂5&6号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。

蒸汽发生器U型管CFD简化方法研究

辛素芳, 李松蔚, 任春明, 王玮, 肖鹏

2018, 39(S1): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0041

摘要(19) PDF(0)

摘要:
对于需要考虑U型管空间分布的问题(如蒸汽发生器U型管倒流),有必要采用计算流体动力学(CFD)方法研究。但由于U型管数目较多,受目前计算机计算能力的限制,难以对所有蒸汽发生器U型管进行CFD模拟。本文采用方管代替圆管的方法,探讨了U型管内单相流体流动时的简化方法。对采用本文所描述的简化方法建立的蒸汽发生器模型进行倒流CFD计算,结果与未采用简化时基本一致,表明该简化方法可以用在这一类问题的CFD分析中。

反应堆堆内测温元件电缆剪切工具结构设计与分析

黄新东, 陈书华, 王炳炎, 黄辉, 任荷, 安彦波

2018, 39(S1): 45-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0045

摘要(17) PDF(0)

摘要:
介绍了一种反应堆堆内测温元件电缆剪切工具结构设计的设计要求及特点,根据所剪切电缆的特性和人机工程学原理,提出了上、下运动与旋转运动相结合形成剪切动作的剪切结构方案,和对心曲柄滑块连杆机构结合杠杆机构作为本工具的力的放大装置的结构方案,并进行数学建模,基于模型运用插值法对典型工况进行计算,计算结果表明方案是合理可行的,且具有占用空间小、力臂放大系数大、操作省力和安全可靠的特点。

反应堆压力容器低合金钢锻件超声检测时机探讨

尹祁伟, 罗英, 邱天, 王小彬, 杨志海

2018, 39(S1): 49-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0049

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更为合理的检测时机应为对RPV低合金钢锻件性能热处理之后、精加工前进行。

大气释放阀开启特性的动网格数值模拟研究

于德勇, 何迅, 余小权, 李聪, 张振华

2018, 39(S1): 53-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0053

摘要(19) PDF(0)

摘要:
采用动网格技术对某核电厂大气释放阀前置隔离阀开展阀门开启特性的计算流体动力学(CFD)数值模拟研究。在对阀门工作原理分析的基础上建立阀瓣动力学模型,采用切割体网格类型、变形网格方法并耦合阀瓣一维自由体动力学模型建立了描述阀门开启物理过程的CFD分析模型。数值模拟分析表明,先导式阀门开启总时间主要由泄压排放时间所决定,阀瓣动作时间仅约为0.1s,不同蒸汽压力工况下阀瓣运动特性相似,压力越高,阀门开启时间越长,但阀瓣动作时间相对越短。

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

曾畅, 赵禹, 叶竹, 任云

2018, 39(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0058

摘要(10) PDF(0)

摘要:
利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。

CF3燃料组件下管座力学性能研究

粟敏, 陈平, 邝临源, 李琦, 雷涛, 冯琳娜, 郑美银

2018, 39(S1): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0062

摘要(10) PDF(0)

摘要:
下管座具有支撑和定位的作用,是CF3燃料组件的重要结构部件。采用有限元计算分析和载荷试验2种方法分别对CF3燃料组件下管座的应力情况和承载能力进行研究,计算结果和试验结果表明,各种工况下CF3燃料组件下管座的应力均满足ASME规范要求,其承载能力达到了CF3燃料组件的设计要求。

小型压水堆安全壳抑压传热研究

蒋孝蔚, 邓坚, 余红星, 李喆, 申亚欧

2018, 39(S1): 66-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0066

摘要(18) PDF(0)

摘要:
小型压水堆(PWR)采用抑压水箱和浸没式钢制安全壳的设计,冷却剂失水事故(LOCA)后短期内利用抑压水箱抑制安全壳压力上升,长期利用钢安全壳与外部水池的传热带出热量。其抑压和传热特性与传统干式安全壳存在本质区别。本文分别对抑压水箱的抑压特性和钢制安全壳壁换热特性进行了对比研究,并针对PWR安全壳抑压水箱容量和安全壳换热面积进行了需求分析。分析结果表明,抑压水箱能有效地抑制安全壳短期升压,钢安全壳换热面积增大到350 m²时,即可满足长期供热要求。

田湾核电站多机组模拟机管理系统设计与研发

张娜, 罗洪春, 赵欣, 王加昌, 肖安洪, 曾辉

2018, 39(S1): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0070

摘要(11) PDF(0)

摘要:
田湾核电站全范围模拟机主要用于机组主控室运行人员的培训与授权,是主控室操纵员培训的重要工具和手段,需要最大限度地保证与机组的一致性和可用率。为了使田湾核电站模拟机管理系统符合国家能源行业标准,同时能够实现模拟机的电子化全方位管理,中国核动力研究设计院设计和开发了多机组模拟机管理系统。该系统保证了模拟机的维护和管理符合行业标准,提高了核电厂模拟机管理水平。目前,该系统已成功应用于田湾核电站1/2号机组模拟机管理,并可在将来直接应用于3/4号、5/6号机组模拟机。同时,该系统可通过少量定制开发的方式向其他在役及新建核电机组供货。

华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究

朱加良, 何正熙, 徐涛, 杜茂, 陈静, 李小芬, 陈学坤

2018, 39(S1): 75-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0075

摘要(12) PDF(0)

摘要:
传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。

钠冷驻波堆堆芯概念设计研究

郑美银, 陈平, 张大林, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2018, 39(S1): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0079

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用自开发程序开展了钠冷驻波堆堆芯概念设计研究,为降低内堆芯功率峰,堆芯采用径向分区设计;为控制径向功率分布,采用由内向外的倒料策略。采用MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE开展堆芯物理分析,研究结果表明:约30个倒料循环后堆芯及其各位置燃料组件达到稳态,反应性和增殖系数只随倒料波动;功率和中子注量率主要集中在内堆芯中间区域,呈“M”型分布,功率峰较低;²³⁹Pu核密度在内堆芯沿径向从内到外逐渐升高,裂变产物核密度分布与²³⁸U核密度分布相反;堆芯平衡循环卸料燃耗约27.6%,最大卸料燃耗达到29.3%。

压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余, 单建强

2018, 39(S1): 84-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0084

摘要(16) PDF(2)

摘要:
针对压水堆堆芯临界热流密度(CHF)预测这一重要科学问题,分析了棒束中存在的格架效应、冷壁效应和非均匀加热效应对CHF的影响,对比了基于不同假设的6类CHF机理模型,给出了棒束CHF关系式的开发途径,并得出了CHF机理模型和经验关系式在棒束CHF预测上的优缺点。建议进一步充实已有的CHF实验数据库,优化CHF关系式的开发方法,并积极开发棒束CHF机理模型。

一种船体式海上核动力平台系泊方式的力学计算分析研究

李松, 汤华鹏, 许余, 陈智

2018, 39(S1): 88-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0088

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对一种船舶式浮动核电站,采用多点锚链固定方法,在风、浪、流、浮冰等外界各类作用力的影响下和某海域百年一遇和两百年一遇的海况下,计算分析了该浮动平台的受力情况,得到锚链在最恶劣的海况叠加条件下不会断裂,锚链承受的最大张力和最大偏移符合要求,安全系数没有超过最大限值。结果表明,采用多点锚链固定,可以满足浮动核电站的运行要求。

核电厂反应堆冷却剂小支管泄漏的分析与改进

姚翀

2018, 39(S1): 94-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0094

摘要(22) PDF(0)

摘要:
核电厂压力边界的泄漏事件属于重要的安全运行事件,如何应对和处理是核电厂安全管理控制的重点。本文针对秦山核电厂300 MW核电机组压力边界的延伸支管上一个泄漏点的处理,结合机组工艺参数的演变,分析了查找泄漏点的思路和原则,以及对核电厂类似泄漏发生后的应对和处理;同时,根据根本原因分析的方法,结合美国机械工程师协会(ASME)规范的要求,分析了处理该问题的方案、依据和要点,并从设计方面和电厂日常在役检查方面提出了后续的改进建议,特别是在保证核电厂安全性的基础上,如何有效地管理小支管,提出了具体的方法,这对于现有国内外核电厂在压力边界小支管方面的管理,具有良好的借鉴应用价值。

纵深防御的新要求及其应用范围的扩展

王诚诚, 吴宇翔

2018, 39(S1): 98-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0098

摘要(15) PDF(0)

摘要:
综述了纵深防御概念在核电厂设计过程中除堆芯外的辐照后燃料贮存设施、仪控系统、电气系统、内部灾害和外部灾害防护等领域的应用情况。通过研究最新法规标准,明确了上述领域内纵深防御各层次的设计要求,并系统分析了国内某先进核电厂在这些领域内的纵深防御设计措施,体现了纵深防御概念在扩展领域中的应用价值。

提高堆腔注水冷却系统性能的优化研究

赵嘉明, 王广飞, 朱大欢, 赵斌

2018, 39(S1): 102-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0102

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对华龙一号核电机组堆腔注水冷却系统(CIS)在应对严重事故工况下存在的一些不足进行设计优化研究,提出新的CIS的配置和运行方案,包括采用调节阀进行不同运行工况下的流量调节以及对堆腔注水泵等主要设备进行重新设计;采用Flowmaster软件进行了全范围的建模仿真计算,确定了主要设备的参数并验证了新的CIS能满足事故工况下的流量需求。最终解决了采用低压全厂断电(SBO)电源为堆腔注水泵供电的问题,提高了非能动注入的使用率问题,增强了CIS应对各类严重事故序列的能力,为提高后续三代堆型的CIS的性能奠定了夯实的基础,对整个电厂的可靠运行具有重要的意义。

国内三代核电机组严重事故管理的设想

沙平川, 况慧文, 杨赟

2018, 39(S1): 106-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0106

摘要(16) PDF(0)

摘要:
福岛核电事故后,与M310二代加改进型核电机组相比,国内三代核电机组在设计中较多采用了能动和非能动相结合的事故缓解系统,并采用了多项设计优化和改进,其堆芯损伤频率(CDF)和大规模释放频率(LRF)比M310二代加改进型机组大幅降低。在严重事故应对方面,国内三代机组的事故缓解能力比M310二代加改进型机组更强。国内三代机组的严重事故管理导则(SAMG)可以借鉴M310二代加改进型机组所采用的西屋业主联合会(WOG) SAMG体系,并在SAMG体系的结构上进行优化改进,这样无论是在硬件上还是软件上,使国内三代机组在严重事故管理方面都获得显著的提升。

三代核电“华龙一号”标准体系研究

张鹤, 吴宇翔

2018, 39(S1): 109-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0109

摘要(10) PDF(0)

摘要:
研究了中国三代核电“华龙一号”(HPR1000)的标准体系,重点研究标准体系的顶层设计。总结了HPR1000所采用标准的现状,明确了标准体系的研究范围;初步明确了标准体系顶层框架分层划块的总体结构,提出了HPR1000的梳理分析方法,并以总体设计为例说明了梳理分析过程,从而为标准体系的顶层设计提供必要的研究依据,也为后续进一步理清HPR1000标准之间的逻辑关系提供建议。

极端外部灾害情形下核电厂指挥与控制结构的恢复研究

余蕴, 喻新利

2018, 39(S1): 112-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0112

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在事故工况下,完善的应急响应体系与流程是事故管理的基础。日本福岛核事故经验表明,极端外部灾害可能破坏核电厂正常的应急响应体系,使得事故缓解难以有效实施。本文基于对核电厂应急响应体系的研究,针对极端外部灾害,提出一种恢复核电厂指挥与控制体系的方法,并且结合多机组厂址的特征进行了分析与研究,为核电厂应对极端外部灾害提供借鉴。

华龙一号设备冷却水系统板式换热器性能研究

于沛, 付浩然

2018, 39(S1): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0115

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用准则数法换热公式、HTRI传热因子经验公式、Matin传热经验公式、Muley A传热经验公式4种方法对福清核电厂1&2号机组的板式换热器进行校核计算。采用准则数法换热公式计算的换热面积与厂家设计值偏差最小。采用准则数法对华龙一号设备冷却水系统板式换热器进行验证,结果表明厂家提供的换热器满足工程要求。

含有弯头的核级混合管道模型计算

宁庆坤, 白旭娟

2018, 39(S1): 119-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0119

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用PIPESTRESS程序,对含有弯头的核1、2级混合管道模型进行应力分析与评定,比较了单独计算和重启动计算对计算结果的影响。研究表明,单独计算的结果存在偏差,为得到符合规范要求的结果,应采用重启动计算方法。本文可以为3、4代核电厂的管道计算提供参考。

核电厂安全壳底板钢衬里施工阶段平整度偏差研究

王迪, 熊猛, 吴绍炜

2018, 39(S1): 122-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0122

摘要(13) PDF(0)

摘要:
本文采用了底板钢衬里施工阶段平整度偏差分析的方法,对不同尺寸底板钢衬里进行详细计算,得到不同尺寸底板钢衬里平整度偏差限值,对比分析计算结果表明,底板钢衬里的平整度偏差和分块大小有关,不同的分块方案应采用不同的平整度偏差。

复杂荷载作用下安全壳环吊牛腿及其预埋件的设计方法研究

白云秀, 熊猛, 王迪, 肖琼冠

2018, 39(S1): 125-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0125

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于EXCEL表格和ANSYS的壳单元模型对环吊牛腿进行优化设计;基于纤维模型,采用ABAQUS和MATLAB开发了能够模拟预埋件在轴力和弯矩共同作用下的全过程力学行为的预埋件设计计算程序。结果表明,该套设计方法可快速响应工程需要,节省人力投入和时间成本,大幅提高计算效率和准确性。

AP1000核电厂核岛穹顶整体拼装运输方案研究

王海宁, 张上

2018, 39(S1): 128-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0128

摘要(13) PDF(0)

摘要:
目前国内AP1000核电厂核岛穹顶拼装均在核岛周边就地拼装,受场地和交通制约因素较多,方案通用性不强。本文针对穹顶整体拼装运输在基础、胎架、道路及运输车辆方面的需求分析方案的可行性,对穹顶拼装场地与模块拼装场地的整合提出方案优化建议,在秉承AP1000核电厂模块化施工理念的同时达到节约场地、缩短工期和节省成本的目的,为后续AP1000核电厂核岛穹顶拼装提供新思路。

先进非能动轻水堆应急行动水平的优化方法建议

臧小川, 刘涛, 童节娟

2018, 39(S1): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S1.0133

摘要(21) PDF(0)

摘要:
应急行动水平(EAL)是核事故应急响应中确定应急状态等级的重要依据。大型先进非能动轻水堆的设计特性使得它的风险谱特征相对于目前在运的核电厂已发生了一定变化,其EAL也因此进行了改进。为了检验并优化先进非能动轻水堆的EAL,本文建议了一种风险指引的评价方法,利用核电厂概率安全分析(PSA)模型,在EAL与条件堆芯损伤概率(CCDP)之间建立近似关系,并由CCDP表示应急状态等级的区间范围,筛选出与应急状态等级不匹配的EAL,实现对其调整和优化的目的。

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2018年第39卷第S1期

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