摘要：使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型(Churchill-Chu和McAdams模型)进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。

摘要：基于传统PSA方法学 (适用于功率运行工况 )及核电站停堆工况特征 ,提出了一套停堆PSA特征方法 ,包括电站运行状态离散法 ,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站 (GNPP)停堆工况PSA研究 ,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值 ,对我国今后核电站设计。

摘要：对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。

摘要：低功率和停堆工况下人的错误操作引起的人误事件,是电站风险的重要根源之一,应对其进行认真分析并找出其发生的主要原因。笔者根据低功率和停堆工况下人误事件的特点,通过对5种人员可靠性分析方法的比较,选择了SPAR -H作为人误事件定量化分析的方法;以停堆工况下的抽水过多事件为实例,对该事件中包含的3个人误事件进行了定量化分析,给出了定量化分析结果;通过分析、比较及实例应用的结果表明,SPAR H作为低功率和停堆工况下HRA分析方法是合适的,符合该工况下人误事件的特点,同时SPAR H过程简单,有利于电站人员进行实际应用。

摘要：中核集团3月2日透露,中国具有完全自主知识产权的三代核电华龙一号全球首堆--中核集团福清核电5号机组热态性能试验基本完成,为后续机组装料、并网发电等工作奠定了坚实基础。“热试”是通过主泵运转和稳压器电加热器投用,使反应堆冷却剂系统升温升压至热停堆工况,并在各特定试验平台执行一系列调试试验、运行定期试验的综合性试验阶段。该阶段尽可能模拟核电厂各种热工工况,验证核岛、常规岛设备和系统在热态运行时的可靠性、相关参数是否满足设计要求。

摘要：华龙一号全球首堆热试基本完成3月2日,我国具有完全自主知识产权的三代核电华龙一号全球首堆--中核集团福清核电5号机组热试基本完成,为后续机组装料、并网发电等工作奠定了坚实基础。热试是通过主泵运转和稳压器电加热器投用,使反应堆冷却剂系统升温升压至热停堆工况,并在各特定试验平台执行一系列调试试验、运行定期试验的综合性试验阶段。该阶段尽可能模拟核电厂各种热工工况,验证核岛、常规岛设备和系统在热态运行时的可靠性、相关参数是否满足设计要求。