摘要：基于对核动力装置稳压器安全阀系统功能及任务剖面的分析,建立了基本可靠性框图和任务可靠性框图,并采用普通概率法得到了相应的可靠性数学模型。该可靠性模型为下一步进行故障模式、影响及危害性分析(FMECA)和可靠性分配提供依据。

摘要：分析核电站极限事故应急处理与稳压器安全阀在事故中的作用,根据稳压器安全阀再供电机理提供其他解决方案,为核电设计提供参考。针对核极限情况下稳压器安全阀容易被忽略的状态进行阐述和分析,希望能为核电设计和运行人员提供借鉴。

摘要：阀门采用先导式结构设计,设备可靠性很高。华龙一号作为国内唯一具有完整自主知识产权的三代核电品牌,其稳压器安全阀采用了热态方案。与M310机组的冷态方案相比,两者在工作原理、阀门结构、安装方法、调试项目、动作次数和维修上存在较大差别。通过对比分析两者的异同点,为后续机组的建设和运营提供借鉴和参考。

摘要：针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

摘要：稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。