分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-06-17
摘要: 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题,基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法,并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故(LBLOCA)、主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的适用性研究。研究结果表明,事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数,可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程,模拟失真在可接受范围内或偏保守,适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-06-03
摘要: 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题,基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法,并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故(LBLOCA)、主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的适用性研究。研究结果表明,事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数,可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程,模拟失真在可接受范围内或偏保守,适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-05-23
摘要: 地浸采铀是我国天然铀生产的主要工艺,其建设、运行和退役存在的环境保护问题已受到广泛关注。介绍了地浸采铀“三废”产生情况,提出了抽大于注比例确定、钻井泥浆处理处置、监测井布置、地下水本底值确定、监测井数据异常判定、工艺废水处理、蒸发池运行管理、地下水修复目标值确定、地下水修复和废物最小化等十大关注问题,讨论了当前技术和管理现状,指出了未来地浸采铀环境保护领域的主要任务和研究方向,以期为我国地浸采铀的可持续发展提供参考。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-05-07
摘要: 蒸汽发生器传热管是压水堆核电站一回路的关键压力边界,正常运行及事故条件下的系统运行参数,直接影响着传热管结构的完整性。为进一步对传热管的结构响应特性进行研究,建立了两种主流排列方式的传热管局部模型,并分别进行了正常运行和典型事故参数下的流固耦合计算和对比分析,获得了一、二次侧流体共同作用下的传热管关键部位的载荷变化规律。结果表明,在相同的流动条件下,传热管叉排模型的应力和变形均大于顺排模型;传热管根部横截面的等效应力沿壁厚方向先减小再增大,中部横截面的等效应力沿壁厚方向呈现近似线性降低;在传热管根部区域,内、外壁面的等效应力沿轴向高度先迅速降低而后快速升高,并形成应力平台。
分类: 核科学技术 >> 核动力工程技术 提交时间: 2023-07-04
摘要: 为研究压水堆严重事故一体化分析程序开发规范,为严重事故一体化分析程序开发提供必要的参考。本文基于当前国内相关法规要求和规范、软件开发法规标准体系、核安全分析与设计软件开发规范及要求、核安全分析及设计软件评价要求,研究了压水堆严重事故一体化分析程序开发过程中相关规范体系,在此基础上,对比和建议了严重事故程序开发的标准体系,以及质量保证、验证与确认的规范,初步建立了严重事故程序开发的标准体系要求。在已有的和正在开展的核动力厂安全分析软开发与件评价工作的基础上,初步建立了严重事故程序开发的标准体系,对压水堆严重事故一体化分析程序开发规范做了初步的建议。并在已有程序评价的实践基础上,讨论了严重事故程序的评价要求及其中各方面的重点。
分类: 其他 >> 综合 提交时间: 2023-03-28 合作期刊: 《中国科学院院刊》
摘要: 我国已经形成较为完整的核工业体系,但随着核能的发展,产生和积存的放射性废物总量不断增多,放射性废物的处置能力与核能的发展不相匹配,废物超期贮存所引起的安全、社会和环境等问题日益突出。通过对美国、法国等核电装机容量高、在放射性废物处置方面有着丰富经验的国家进行调研分析,分别从政策及立法、监管及实施、资金筹措及激励措施3个方面将我国放射性废物管理体系与国际进行对比,给出对我国放射性废物管理体制与机制的经验启示,并提出了完善我国放射性废物管理体制与机制的建议。