【摘 要】
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核设施实物保护系统作为保护核设施免遭恐怖主义袭击的主要手段,其有效性对于确保核设施安全至关重要。当前,我国核设施实物保护系统的设计过于依赖法规标准,缺少针对不同威胁的区别化设计方案,设计过程中的有效性分析验证缺少数据支撑,影响了实物保护系统功能的发挥。为了探究通过优化设计提高核设施实物保护系统有效性的方法,本文从影响核设施实物保护系统有效性的主要因素分析入手,探讨了当前核设施实物保护系统设计中存在的一些不足,并通过定量分析的方法论证了核设施实物保护系统设计优化的可能方案,为优化核设施实物保护系统设计提供了
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核设施实物保护系统作为保护核设施免遭恐怖主义袭击的主要手段,其有效性对于确保核设施安全至关重要。当前,我国核设施实物保护系统的设计过于依赖法规标准,缺少针对不同威胁的区别化设计方案,设计过程中的有效性分析验证缺少数据支撑,影响了实物保护系统功能的发挥。为了探究通过优化设计提高核设施实物保护系统有效性的方法,本文从影响核设施实物保护系统有效性的主要因素分析入手,探讨了当前核设施实物保护系统设计中存在的一些不足,并通过定量分析的方法论证了核设施实物保护系统设计优化的可能方案,为优化核设施实物保护系统设计提供了
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介绍了基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建的方法和应用实践,包括埋地管基础数收集与测绘及信息系统建立、埋地管风险分级、埋地管检查与评估、埋地管老化管理大纲体系四个主要方面,为核电厂开展埋地管完整性管理工作提供了参考。
软X射线相机用于测量托卡马克装置放电时等离子体辐射的软X射线在空间上的分布。在真空室烘烤时,软X射线相机周围的温度会达到250℃,需对探测器进行冷却。针对软X射线相机冷却需求,主要介绍了软X相机闭循环冷却回路的设计结构,并对冷却回路进行了热学仿真分析及实验测试。高压冷却气体通过密闭管道与探测器的换热器进行热交换,热交换后的气体经气体冷却装置冷却后通过压缩机加压后再次送入冷却管道,实现相机冷却。通过热学仿真以及实验测试结果表明,当外界环境为250℃时,通过闭循环冷却系统可将探测器的温度降到50℃以下,低于探
近年来,随着高超声速技术的长足进步,特别是在超燃冲压技术逐渐面向工程化的背景下,关于高超声速飞机及其动力系统的讨论也频繁出现.为了在宽速域条件下工作,基于不同热力循
本文基于SP3方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。
快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性。其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入。为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验。该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法,以确保调试工作高效有序的开展,并为机组后续的安全稳定运行提供有力保障。与此同时,快速冷却功能首堆试验的结果也可用于同系列堆型的设计优化、调试、维修和运行等工作。
AP系列核电厂,在严重事故下采用乏池水洗作为应对安全壳超压失效的重要措施之一,能够显著减小放射性物质向环境的释放,因此,为了评估事故的放射性后果,有必要解明水洗现象和规律。本文建立了气溶胶水洗实验装置,使用TiO2作为模拟气溶胶,通过粒径谱仪测定了水洗前后的气溶胶浓度。实验分别研究了粒径、载气流量、淹没深度及不同鼓泡器形式对气溶胶水洗净化因子DF的影响。实验结果表明:水洗可以有效去除大量气溶胶,减少放射性源项;在低温情况下,随着载气流量的增加,气溶胶水洗净化因子DF逐渐减小;但是随着
钠冷快堆一回路24Na的饱和比活度是堆本体和一回路钠工艺间屏蔽设计的源项数据。本文以中国示范钠冷快堆(CFR600)堆本体为研究对象,使用JSNT程序对堆本体内一回路钠活化进行三维计算研究,通过研究获得了主容器内冷却剂活化反应率分布及一回路钠的饱和比活度,研究结果与二维离散纵标法程序设计结果进行了对比,二者符合较好。研究结果表明:JSNT程序对大型钠冷快堆一回路钠活化计算结果可靠,可获得精细的三维24Na产生率分布,计算方法可用于同类型反应堆一回路钠活化及其他堆
本文介绍了某核电厂500 kV主变压器故障情况,通过电气量、非电量参数及解体检查,全面地分析了变压器故障原因。结果表明:由于外部潮气进入变压器本体内部,在低温低负荷情况下,水分积聚在油纸绝缘上,导致油纸绝缘击穿放电而造成该变压器损坏。为避免此类事故的发生,结合核电厂主变压器安装周期长、长期低负荷运行等特点,提出应对措施。
与碳氢化合物燃料液滴着火特性不同,液态钠滴在常温空气中会自发着火,钠滴着火延迟时间及着火极限受着火前的预燃阶段控制。预燃阶段钠滴主要发生表面氧化反应,该阶段的特性及表面氧化的速率模型是钠滴燃烧研究的一个重点。目前国内用于快堆雾状钠火安全分析程序的预燃模型是通过氧气向钠滴表面传输来控制表面氧化反应速率,着火延迟时间由钠滴温度升高到沸点(1156 K)进行计算。基于温度的化学动力学控制模型以及传质与化学动力学组合控制模型被开发出来用于描述钠滴的预燃阶段,通过不同模型对不同初始条件钠滴着火特性的数值计算和分析对
秦山二期1号机组自2018年9月以来,反应堆硼和水补给系统(REA)存在自动补给因硼酸流量不一致延时30s跳闸的故障。自动补给故障不能运行将导致容积控制箱液位低时无法得到自动补给进而影响反应堆一回路水装量。文章通过故障树分析法结合REA系统设备运行控制原理及电磁流量计的原理,通过现场一系列数据分析、试验,最终确定导致REA系统自动补给因硼酸流量不一致跳闸的根本原因是气动蝶阀1REA015VD开启时间设置不合理导致硼酸回路被抢流。通过适当调节延长1REA015VD开启时间有效解决了该疑难问题,确保了核电机组