CN102306509A - 用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法 - Google Patents

用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于核电站系统设计技术，具体涉及一种用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法。该方法选取一回路管道大破口、一回路管道小破口、全厂断电作为典型的严重事故序列，以此为依据采用MELCOR程序建模，计算产氢量、氢气浓度分布，根据产氢量、氢气浓度分布，选取典型位置进行非能动氢复合器的初步布点，对氢复合器进行热影响分析，确定氢复合器的具体布置原则和要求，并对氢复合器的初步布点方案进行消氢效果分析计算，确定最终的布点方案。本发明能够合理的设置安全壳非能动氢复合器系统，用于控制严重事故下安全壳的氢气风险，从而保证第三道屏障——安全壳的完整性。

Description

用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法
技术领域
本发明属于核电站系统设计技术，具体涉及一种用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法。
背景技术
美国三哩岛事故以来，核电厂严重事故受到全球核安全当局和国际原子能机构的广泛关注，各国都认识到不能完全排除严重事故发生的可能性。核电安全工作不能仅仅以设计基准事故为限，还必须考虑严重事故对策。严重事故后安全壳内将产生和释放大量的氢气。法国、德国、加拿大、日本等各国研究机构针对严重事故开展了广泛、深入的研究和试验，氢气行为和对策研究是其中一项重要工作。
中国核安全当局也对核电厂严重事故对策提出了设计要求。2004年4月18日颁布的新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在1.2.2中明确提出设计中应考虑严重事故的预防和缓解措施，并在6.3.2.2节和6.3.10.3节中进一步对控制严重事故下氢气风险提出了要求。
严重事故下氢气的来源主要包括以下三个方面：
--压力容器内金属材料的氧化
压力容器内金属材料的氧化主要包括：锆包壳、格架、其他金属构架以及吸收材料碳化硼(B4C)被水蒸气氧化或被压力容器下封头储存的水氧化。
--压力容器外堆芯熔融物与混凝土反应
在堆芯冷却系统压力降低情况下压力容器下封头失效时，堆芯熔融物跌落在堆坑混凝土底板上，将会发生熔融物-混凝土反应产生氢气。
--其他可能的氢气来源
水的辐照分解作用(容器内或地坑中的水)和安全壳内金属的腐蚀(主要是Al和Zn)都会产生氢气，但由于生成量很小，在严重事故分析中这些都可以忽略不计。
氢气具有相对密度小，在大气中快速上升扩散的特点。氢气的分布受混合时间很短时的强迫对流和混合时间较长时间内的自然对流的影响。气体的分布主要取决于氢气、蒸汽释放的地点、释放率。因此，安全壳内氢气来源的位置对氢气的分布有很大影响。
有些核电厂仅设有设计基准事故下的消氢措施--ETY系统的移动式氢复合，缺少严重事故下消氢的设计方案。而对于严重事故下消氢的设计技术，不同国家选用的用于氢气分析的事故序列也不尽相同。例如，德国采用一回路管道大破口(LBLOCA)和一回路管道小破口(SBLOCA)事故序列，或者一回路管道小破口(SBLOCA)和丧失给水(LOFW)事故序列；法国采用一回路管道小破口(SBLOCA)和全厂断电(SBO)事故序列；日本采用一回路管道大破口(LBLOCA)事故序列，等等。
发明内容
本发明的目的是为了缓解核电站严重事故，保证安全壳的完整性，充分考虑严重事故的缓解措施和对策，提供一种用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法。
本发明的技术方案如下：一种用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，包括如下步骤：
(1)选取典型的严重事故序列：一回路管道大破口、一回路管道小破口、全厂断电；
(2)根据选取的严重事故序列，采用MELCOR程序建模，计算产氢量、氢气浓度分布，计算考虑下列工况：
工况1：热段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况2：冷段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况3：热段小破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况4：全厂断电；
(3)根据产氢量、氢气浓度分布，选取典型位置进行非能动氢复合器的初步布点，进行设备选型，确定设备数量；
(4)对氢复合器进行热影响分析，确定氢复合器的具体布置原则和要求；
(5)根据安全壳各房间的具体布置条件对步骤(3)中的初步布点方案进行确认或适当调整；
(6)对步骤(5)的非能动氢复合器的初步布点方案进行消氢效果分析计算，如果不满足消氢准则要求，返回步骤(3)，对初步布点方案进行修正；如果满足消氢准则要求，则进入步骤(7)；
(7)确定安全壳内非能动氢复合器的最终布点方案。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(3)中，对非能动氢复合器进行初步布点时，氢气浓度高的隔间以及安全壳的上部空间需要适当多布置氢复合器，但对于严重事故后氢气浓度较高的堆坑不布置氢复合器。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(3)中，在对非能动氢复合器进行设备选型时，所确定的非能动氢复合器的分级如下：
安全等级：NC；
规范等级：NA；
抗震等级：1I；
质保等级：Q3。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(4)中，所述的氢复合器的具体布置原则和要求包括：
a)保证非能动氢复合器的消氢效果：
促进氢气的整体和局部流动和分布，不布置在角落里；
避免喷淋液进入氢复合器壳体的开口部分；
不在安全壳地坑布置，以免水淹；
离墙至少200mm，离地面至少500mm，以保证氢复合器良好的介质流通条件；
b)保证维修和定期试验：
保证人员携带工具能够到达非能动氢复合器；
与高放射性设备保持足够距离，减少操作人员的辐照剂量；
c)保证不影响其它安全设备和活动：
保证人员通道；
保证氢复合器附近其他设备的维修；
与安全相关设备保持足够距离，以保证不影响安全相关设备的运行和安全；
离开安全壳内壁至少1m距离。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(6)中，所述的消氢准则要求为：严重事故后相当于100％锆-水反应产生的氢气在安全壳内均匀分布的体积浓度不超过10％。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(7)中，安全壳内非能动氢复合器的最终布点方案为：对于百万千瓦级压水堆核电站，在安全壳内不同位置设置33台非能动氢复合器，具体为：稳压器泄压箱间2台，稳压器波动管间1台，稳压器隔间2台，压力容器顶盖间1台，蒸汽发生器间13台，电梯间1台，主泵间2台，反应堆厂房大厅+20.00m钢平台7台，安全壳内环型钢平台4台；
对于六十万千瓦级压水堆核电站，在安全壳内不同位置设置22或21台非能动氢复合器，具体为：稳压器泄压箱间3台，稳压器波动管间1台，稳压器隔间1台，主冷却剂泵间2台或1台，蒸汽发生器间6台，安全壳环形区4台，安注箱间1台，安全壳内环型钢平台4台。
进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(7)中所述的非能动氢复合器的最终布点方案中，安全壳穹顶区域的4台非能动氢复合器，不是布置在环吊上或环吊的检修平台上，而是布置在+37.40m环形平台上。这样可以避免定期试验等操作时由于人员不慎使部件或工具跌落而造成堆芯等安全设备的破坏。
更进一步，如上所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，步骤(7)中所述的非能动氢复合器的最终布点方案中，安全壳穹顶区域+37.40m环形平台上的4台氢复合器的气体出口朝向安全壳内大空间。
本发明的有益效果如下：
(1)通过本发明提供的核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，合理设置安全壳非能动氢复合器系统，用于控制严重事故下安全壳的氢气风险，从而保证第三道屏障--安全壳的完整性；
(2)在进行氢气分析计算时，本发明选取的严重事故序列为：一回路管道大破口(LBLOCA)、一回路管道小破口(SBLOCA)、全厂断电(SBO)，通过合理的考虑计算工况，使产氢量和氢气浓度分布的计算结果更加符合实际情况；
(3)通过对氢复合器布置位置和出口方向的改进和优化，在进一步提高了安全壳消氢系统的可靠性的同时，避免安全壳内其他安全相关系统和设备受到消氢的影响，保证了其安全。
附图说明
图1为用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法流程图。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
目前，消氢设备主要有非能动氢复合器和点火器。非能动氢复合器结构简单、消氢效率高、工程使用经验较多；点火器需要复杂的电源系统及其相应的辅助设施，需要控制系统启动，同时还存在危害安全壳内其它设备的风险。结合现阶段国内严重事故分析的技术现状，满足点火器布点要求的准确分析计算难度较大，并且非能动氢复合器较点火器使用广泛。所以本发明在安全壳消氢的设计方案中选择使用非能动氢复合器。
如图1所示，本发明所提供的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，包括如下步骤：
步骤1，选取典型的严重事故序列，包括：
一回路管道大破口(LBLOCA)，该事故序列下，很短时间内发生堆芯熔化现象，氢气释放时间较早，压力容器内氢气产生速率较大，氢气高强度释放；
一回路管道小破口(SBLOCA)，该事故序列下，冷却剂通过泄漏而连续不断地流失，氢气释放强度较低，但压力容器内氢气释放量较大；
全厂断电(SBO)，该事故序列下，堆芯裸露时间较长，压力容器内氢气产生量较大。
步骤2，根据选取的严重事故序列，采用MELCOR程序建模，计算严重事故后的产氢量，以及安全壳各个隔间内的氢气浓度分布，计算考虑下列工况：
工况1：热段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)丧失(不包括非能动的安注箱系统)；
工况2：冷段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)丧失(不包括非能动的安注箱系统)，此工况发生时的破口位置在主泵隔间，现场踏勘发现二号主泵间空间狭小不能布置氢复合器，因此假设工况2发生时的破口位置就在二号主泵隔间，主要是分析计算二号主泵隔间的氢气浓度分布变化；
工况3：热段小破口(50mm)失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)丧失(不包括非能动的安注箱系统)；
工况4：全厂断电(包括应急和非应急电源，且未能及时恢复电源)。
上述MELCOR程序是一个一体化计算程序，主要用途是模拟轻水反应堆核电站严重事故现象及过程，美国核管会(NRC)将它用作对核电站严重事故风险评估的工具。本发明通过MELCOR程序设计的计算分析模型主要模拟了堆芯、一回路系统、堆坑、安全壳结构及相关专设安全设施。
步骤3，根据产氢量、氢气浓度分布，选取典型位置进行非能动氢复合器的初步布点，进行设备选型，确定设备数量。
根据氢气浓度分析计算结果，需要在浓度较高的隔间布置非能动氢复合器。
首先根据设计输入中产氢量和隔间内氢气浓度分布明确总体和局部复合能力需求；参考工程经验和判断确定氢复合器的布点位置和数量；结合厂房的布置条件，初步确定布点方案。待设备选定后，再根据设备的特性要求、外形尺寸等，调整布点方案，最后确定氢复合器安装位置。
氢复合器布点时，首先需要考虑氢气浓度高的隔间：浓度越高的隔间，理论上布置的氢复合器应稍多。但还要结合工程实际，考虑非能动氢复合器布点的可行性，例如堆坑，虽然堆坑是严重事故后氢气浓度较高的隔间，但由于堆坑的功能设计、空间等原因，堆坑内不能布置非能动氢复合器。
其次，根据氢气相对密度小，上升扩散快的特点，上部空间需要适当多放。另外，还要避免危及其它安全相关的系统和设备。
非能动氢复合器选型时应满足如下要求：
(1)功能要求
每台氢复合器应具有足够的、稳定的消氢能力，限制和降低安全壳中氢气的浓度以防止达到导致安全壳完整性破坏的临界氢气浓度。
(2)分级要求
安全壳消氢系统(EUH)仅用于严重事故下消氢，为非安全功能。所以确定非能动氢复合器的分级如下：
安全等级：NC
规范等级：NA
抗震等级：1I，必须保证不会跌落而影响安全相关的设备和系统
质保等级：Q3
上述分级采用的是《法国压水堆核电站系统设计和建造规则》(RCC-P)，以及《法国压水堆核岛机械设计和建造规则》(RCC-M)，上述规则均为本领域公知并认可的设计规则。
(3)结构设计要求
非能动氢复合器的结构设计应达到：
-保证非能动氢复合器的消氢能力；
-减少对电站运行的二次影响；
-便于在役检查和维修的管理，减少操作人员的辐照剂量。
(4)机械设计要求
非能动氢复合器及其支架的机械设计需要考虑：地震载荷、LOCA后气流冲击载荷、事故压力、事故温度等。
氢复合器是用于电厂严重事故后消除氢气积聚的措施，但不可避免地要经受电站正常运行和设计基准事故工况。所以氢复合器应能承受电厂各工况的条件。需要考虑载荷组合和准则见下表：
  载荷组合   评价准则
  正常工况载荷：静重DW   RCC-M A级准则
  异常工况载荷：DW±SL1   RCC-M B级准则
  事故工况载荷：DW±LOCA±SL2   RCC-M D级准则
  严重事故工况载荷：DW±LOCA   RCC-M D级准则
(5)鉴定要求
非能动氢复合器应在各种工况下鉴定，确保系统可在严重事故工况下运行。包括催化剂在电厂正常运行、设计基准事故工况以及严重事故时的鉴定，其功能和消氢速率应在不利的严重事故的空气条件下(如可能的大气压力和温度、湿度、释放出的堆熔气溶胶、安喷系统投入运行、CO、油燃烧、清洁剂、油漆、焊接火花、钻孔加工的灰尘和电缆着火、累积辐照剂量等)得到验证。
步骤4，对氢复合器进行热影响分析，确定氢复合器的具体布置原则和要求；
综合考虑氢复合器的消氢必须的流道特性、电厂运行和检修要求以及设备尺寸等因素，对氢复合器进行热影响分析，研究确定氢复合器的具体布置原则和要求。氢复合器的热影响分析为本领域的公知技术，本发明中对非能动氢复合器内部及外部分成6个区域，分析由于氢气复合反应而造成各个区域温度随距离的变化，用于考虑对其周围设备的影响，例如安全电缆，安全壳钢衬里等。
确定具体布置原则和要求为：
a)保证非能动氢复合器的消氢效果：
促进氢气的整体和局部流动和分布，不布置在角落里；
避免喷淋液进入氢复合器壳体的开口部分；
不在安全壳地坑布置，以免水淹；
离墙至少200mm，离地面至少500mm，以保证氢复合器良好的介质流通条件；
b)保证维修和定期试验：
保证维修和定期试验的可到达性；保证人员携带工具能够到达非能动氢复合器；
与高放射性设备保持足够距离(尽可能远)，减少操作人员的辐照剂量；
c)保证不影响其它安全设备和活动：
保证人员通道；
保证氢复合器附近其他设备的维修；
与安全相关设备保持足够距离，以保证不影响安全相关设备的运行和安全，例如，离开安全电缆2米；
离开安全壳内壁至少1m距离。
安全壳穹顶区域的4台非能动氢复合器，不是布置在环吊上或环吊的检修平台上，而是布置在+37.40m环形平台上，这样可以避免定期试验等操作时由于人员不慎使部件或工具跌落而造成堆芯等安全设备的破坏。对于+37.40m环形钢平台上的4台氢复合器，按照正常设计，出口朝向安全壳钢衬里，进行热影响分析后，设计将出口扭转180度，朝向安全壳内大空间。
步骤5，根据安全壳各房间的具体布置条件对初步布点方案进行确认或适当调整。
在安全壳消氢系统的设计中，现场踏勘是一项很重要的保障工作，虽然现在的设计辅助工具已比较先进，但是还会有一些细节问题，通过现场踏勘后才会发现，可以对布置方案进行适当调整。例如有些区域虽然有空余，但在周围设备检修时需要用于放置检修工具等。
步骤6，对步骤5的确定非能动氢复合器的初步布点方案进行消氢效果分析计算，如果不满足消氢准则要求，返回步骤3，对初步布点方案进行修正；如果满足消氢准则要求，则进入步骤7。
氢气燃烧状态大体分为三类：
(1)在氢气浓度达到4.1％时开始燃烧，低于8％时，火焰速度慢，发生慢燃；
(2)在氢浓度处于8～14％时，燃烧充分，发生快燃；
(3)在氢浓度大于14％时，火焰加速，会发生燃爆。
可以根据以上氢气特性和安全壳的特点确定消氢准则，严重事故消氢准则依据美国联邦法规10CFR50.34(f)中的相关规定，确定为：严重事故后相当于100％锆-水反应产生的氢气在安全壳内均匀分布的体积浓度不超过10％。
步骤7，确定安全壳内非能动氢复合器的最终布点方案，开展详细设计，包括设备设计审查、制造，安装图、安装支架设计，调试和定期试验设计等。
百万千瓦级压水堆核电站非能动氢复合器的具体布置方案如下表所示：
Figure BDA0000091388690000121
六十万千瓦级压水堆核电站非能动氢复合器布置方案如下：
本发明所设计的安全壳消氢系统是避免严重事故后第三道屏障--安全壳丧失的对策之一，用于控制严重事故下安全壳内氢气风险。严重事故下通过安全壳消氢系统的33(或22/21)台分布在安全壳内的非能动氢复合器，将安全壳内氢气平均浓度控制在10vo l.％以内，避免安全壳丧失。最终设计方案满足HAF102《核动力厂设计安全规定》的相关要求。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (8)

1.一种用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，包括如下步骤：
(1)选取典型的严重事故序列：一回路管道大破口、一回路管道小破口、全厂断电；
(2)根据选取的严重事故序列，采用MELCOR程序建模，计算产氢量、氢气浓度分布，计算考虑下列工况：
工况1：热段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况2：冷段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况3：热段小破口失水事故+应急堆芯冷却系统丧失；
工况4：全厂断电；
(3)根据产氢量、氢气浓度分布，选取典型位置进行非能动氢复合器的初步布点，进行设备选型，确定设备数量；
(4)对氢复合器进行热影响分析，确定氢复合器的具体布置原则和要求；
(5)根据安全壳各房间的具体布置条件对步骤(3)中的初步布点方案进行确认或适当调整；
(6)对步骤(5)的非能动氢复合器的初步布点方案进行消氢效果分析计算，如果不满足消氢准则要求，返回步骤(3)，对初步布点方案进行修正；如果满足消氢准则要求，则进入步骤(7)；
(7)确定安全壳内非能动氢复合器的最终布点方案。
2.如权利要求1所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(3)中，对非能动氢复合器进行初步布点时，氢气浓度高的隔间以及安全壳的上部空间需要适当多布置氢复合器，但对于严重事故后氢气浓度较高的堆坑不布置氢复合器。
3.如权利要求1或2所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(3)中，在对非能动氢复合器进行设备选型时，所确定的非能动氢复合器的分级如下：
安全等级：NC；
规范等级：NA；
抗震等级：1I；
质保等级：Q3。
4.如权利要求1所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(4)中，所述的氢复合器的具体布置原则和要求包括：
a)保证非能动氢复合器的消氢效果：
促进氢气的整体和局部流动和分布，不布置在角落里；
避免喷淋液进入氢复合器壳体的开口部分；
不在安全壳地坑布置，以免水淹；
离墙至少200mm，离地面至少500mm，以保证氢复合器良好的介质流通条件；
b)保证维修和定期试验：
保证人员携带工具能够到达非能动氢复合器；
与高放射性设备保持足够距离，减少操作人员的辐照剂量；
c)保证不影响其它安全设备和活动：
保证人员通道；
保证氢复合器附近其他设备的维修；
与安全相关设备保持足够距离，以保证不影响安全相关设备的运行和安全；
离开安全壳内壁至少1m距离。
5.如权利要求1所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(6)中，所述的消氢准则要求为：严重事故后相当于100％锆-水反应产生的氢气在安全壳内均匀分布的体积浓度不超过10％。
6.如权利要求1所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(7)中，安全壳内非能动氢复合器的最终布点方案为：对于百万千瓦级压水堆核电站，在安全壳内不同位置设置33台非能动氢复合器，具体为：稳压器泄压箱间2台，稳压器波动管间1台，稳压器隔间2台，压力容器顶盖间1台，蒸汽发生器间13台，电梯间1台，主泵间2台，反应堆厂房大厅+20.00m钢平台7台，安全壳内环型钢平台4台；
对于六十万千瓦级压水堆核电站，在安全壳内不同位置设置22或21台非能动氢复合器，具体为：稳压器泄压箱间3台，稳压器波动管间1台，稳压器隔间1台，主冷却剂泵间2台或1台，蒸汽发生器间6台，安全壳环形区4台，安注箱间1台，安全壳内环型钢平台4台。
7.如权利要求6所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(7)中所述的非能动氢复合器的最终布点方案中，安全壳穹顶区域的4台非能动氢复合器布置在+37.40m环形平台上。
8.如权利要求7所述的用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法，其特征在于：步骤(7)中所述的非能动氢复合器的最终布点方案中，安全壳穹顶+37.40m环形平台上的4台氢复合器的气体出口朝向安全壳内大空间。
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Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103474115A (zh) * 2013-08-21 2013-12-25 中国核电工程有限公司 一种采用数字化人机接口核电厂的辅助运行控制显示的功能分析方法
CN103971762A (zh) * 2014-05-05 2014-08-06 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种核电厂安全壳
CN106297926A (zh) * 2015-05-13 2017-01-04 中国广核集团有限公司 一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法
CN106310936A (zh) * 2016-10-20 2017-01-11 中国船舶重工集团公司第七八研究所 一种组合式消除可燃气体模块
CN106683728A (zh) * 2016-12-21 2017-05-17 中国核电工程有限公司 一种基于机组状态的事故诊断方法
CN111028965A (zh) * 2019-11-06 2020-04-17 中国辐射防护研究院 一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法
CN112151198A (zh) * 2020-09-21 2020-12-29 中广核研究院有限公司 一种可燃气体控制方法及系统

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5733520A (en) * 1995-02-03 1998-03-31 Asea Brown Boveri Ag Method and device for the extraction of the condenser exhaust gases of a boiling water reactor
CN1838333A (zh) * 2005-03-25 2006-09-27 大亚湾核电运营管理有限责任公司 压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5733520A (en) * 1995-02-03 1998-03-31 Asea Brown Boveri Ag Method and device for the extraction of the condenser exhaust gases of a boiling water reactor
CN1838333A (zh) * 2005-03-25 2006-09-27 大亚湾核电运营管理有限责任公司 压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法

Non-Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
《中国优秀硕士学位论文全文数据库（电子期刊）工程科技II辑》 20080815 尹峰 秦山二期扩建工程严重事故下安全壳内消氢措施的研究 31,44,45,47 1-8 , 第8期 *
《中国博士学位论文全文数据库（电子期刊）工程科技II辑》 20110415 邓坚 大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究 中国学术期刊（光盘版）电子杂志社 23,24,25,35,39,49,50,100 1-8 , 第4期 *
《核动力工程》 20051031 孙永滨 田湾核电站物项的安全分级 519 3 第26卷, 第5期 *
《核动力工程》 20051231 张世顺，孙吉良，肖岷 大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析 52-54 1-8 第26卷, 第6期 *
孙永滨: "田湾核电站物项的安全分级", 《核动力工程》 *
尹峰: "秦山二期扩建工程严重事故下安全壳内消氢措施的研究", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库（电子期刊）工程科技II辑》 *
张世顺，孙吉良，肖岷: "大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析", 《核动力工程》 *
邓坚: "大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究", 《中国博士学位论文全文数据库（电子期刊）工程科技II辑》 *

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103474115A (zh) * 2013-08-21 2013-12-25 中国核电工程有限公司 一种采用数字化人机接口核电厂的辅助运行控制显示的功能分析方法
CN103474115B (zh) * 2013-08-21 2016-02-24 中国核电工程有限公司 一种采用数字化人机接口核电厂的辅助运行控制显示的功能分析方法
CN103971762A (zh) * 2014-05-05 2014-08-06 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种核电厂安全壳
CN106297926A (zh) * 2015-05-13 2017-01-04 中国广核集团有限公司 一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法
CN106310936A (zh) * 2016-10-20 2017-01-11 中国船舶重工集团公司第七八研究所 一种组合式消除可燃气体模块
CN106683728A (zh) * 2016-12-21 2017-05-17 中国核电工程有限公司 一种基于机组状态的事故诊断方法
CN111028965A (zh) * 2019-11-06 2020-04-17 中国辐射防护研究院 一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法
CN111028965B (zh) * 2019-11-06 2022-05-20 中国辐射防护研究院 一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法
CN112151198A (zh) * 2020-09-21 2020-12-29 中广核研究院有限公司 一种可燃气体控制方法及系统
WO2022057927A1 (zh) * 2020-09-21 2022-03-24 中广核研究院有限公司 一种可燃气体控制方法及系统

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