CN106448754B - 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法 - Google Patents

一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法 Download PDF

Info

Publication number
CN106448754B
CN106448754B CN201610909369.3A CN201610909369A CN106448754B CN 106448754 B CN106448754 B CN 106448754B CN 201610909369 A CN201610909369 A CN 201610909369A CN 106448754 B CN106448754 B CN 106448754B
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
hydrogen
periodic test
passive hydrogen
passive
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201610909369.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106448754A (zh
Inventor
易珂
尚臣
唐涛
张莉
孙涛
杨晓燕
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201610909369.3A priority Critical patent/CN106448754B/zh
Publication of CN106448754A publication Critical patent/CN106448754A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106448754B publication Critical patent/CN106448754B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法。该方法综合考虑了安全壳非能动消氢系统设备信息、事故后安全壳内氢气弥散状况、人员照射剂量率、电厂实际运行经验反馈等多方面信息，并创新性的提出了针对安全壳非能动消氢系统定期试验策略的验证方法，以确定通过本发明制定的安全壳非能动消氢系统定期试验策略合理科学，进而保证系统功能满足设计要求。

Description

一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法
技术领域
本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法。
背景技术
安全壳非能动消氢系统(EUH)用于在设计基准和超设计基准事故工况下将安全壳大气中的氢浓度减少到安全限值以下，从而避免发生由于氢气爆炸而导致的第三道屏障——安全壳的失效。
安全壳内氢气的来源主要有两个：
—反应堆压力容器内：燃料元件包壳的锆与水或水蒸气发生锆—水反应产生氢；
—反应堆压力容器外：反应堆压力容器内的堆芯熔融物熔穿压力容器下封头，落到安全壳混凝土基板上，熔渣与混凝土作用而产生氢、一氧化碳等可燃气体。
当安全壳内的氢气浓度达到一定比例后，在外界条件(例如温度、压力、氧气浓度等)适合的情况下，可能会发生氢气燃烧或迅速爆燃从而造成与安全有关的设备和系统的局部损坏，甚至损坏安全壳的结构，造成大量的放射性物质进入环境，所以危及安全壳完整性的整体氢爆炸必须被排除。控制安全壳内可燃气体浓度的措施主要是采取消氢的手段，也就是在安全壳隔室内根据氢气的产生和聚集情况布设一定数量的自动催化氢复合器，当安全壳内的氢浓度达到一定数值时，氢复合器自动工作，将安全壳内的氢浓度控制在安全范围之内。具体准则为：在超设计基准事故工况下将安全壳内的平均氢气浓度保持在低于发生爆炸的浓度——体积浓度10％。
非能动安全壳消氢系统由多台非能动催化氢复合器组成，不需要任何监测和控制措施。非能动氢复合器设计成可在高温高压下工作，其设备本身强度能承受安全停堆地震，其内部的催化剂涂层是防水、耐热的，可以长时间保持有效。氢复合器内部框架的结构允许在役检查和试验时很容易地取出里面的催化剂板。催化金属板的定期试验和再生在专用的装置里进行，是一种简便的试验装置。
由于环境温度湿度等因素变化并随着时间的推移，非能动氢复合器的氢复合效率及设备有效性有可能出现变化。为保证在发生事故时，非能动氢复合器能有效控制安全壳内氢气浓度及局部积聚，需要对安全壳内消氢系统进行定期试验，以确定设备的氢复合效率是否满足设计要求，保证安全壳非能动消氢系统满足功能要求。目前，本领域还没有明确针对安全壳非能动消氢系统定期试验策略的研究分析方法。另外，由于安全壳内放射性剂量率较高，为实现人员合理可行尽量低的辐射原则，需要制定合理科学的定期试验策略，以保证定期试验结果既能代表系统运行状况，也能合理可行尽量低的减少人员辐照。
发明内容
本发明的目的是提供一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略的分析方法，以保证在核电厂事故工况下，安全壳非能动消氢系统能有效降低安全壳内氢气局部积聚的风险，有效降低安全壳失效风险，从而提高核电厂事故后处理的安全性和可靠性。
本发明的技术方案如下：一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，包括如下步骤：
(1)确定安全壳非能动消氢系统中相关设备参数，根据设备参数确定设备基本定期试验要求；
(2)根据安全壳内事故分析确定发生不同事故时，安全壳内氢气弥散的工况，确定安全壳内不同位置上非能动氢复合器的消氢效果，并基于此通过归一化方法评定各非能动氢复合器对缓解事故后果的重要程度；显然，对缓解事故后果重要程度高的非能动氢复合器,在定期试验中的试验频度、试验要求准则以及试验顺序等要求应更严格；
(3)根据非能动氢复合器在安全壳内的布置特点，对位置相近的非能动氢复合器进行归类处理，并按照随机抽样原则对这些氢复合器类进行定期试验取样顺序的确定；
(4)根据非能动氢复合器定期试验周期和试验取样顺序制定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略；
(5)执行所确定的初版定期试验策略，记录试验人员单次试验过程中所受辐射剂量大小，以试验人员所受辐射剂量合理可能尽量低的原则调整定期试验策略；
(6)结合非能动氢复合器的失效因子，对所确定的安全壳非能动消氢系统定期试验策略进行验证性计算。
进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(1)中所述的设备基本定期试验要求包括：安全壳非能动消氢系统设备范围、消氢效率等设备性能验证以及定期试验周期。
进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(3)中所述的定期试验取样顺序的确定是基于同一位置上的多个非能动氢复合器对于缓解安全壳内氢气积聚的重要程度分析结论，重要程度高的取样顺序中的优先级高，对同等重要的多个非能动氢复合器采取随机抽样的原则，确定其取样顺序。
更进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(3)中随机抽样应考虑到抽样的均匀性，每次试验应尽可能抽检到处于不同标高位置的具有代表性的非能动氢复合器。
进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(4)中制定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略，应尽可能将同类非能动氢复合器均匀分散到不同换料周期的定期试验中。
进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(5)中调整定期试验策略时还要考虑核电厂业主实际运行经验反馈及实际值班安排信息。
进一步，如上所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，步骤(6)中所述的验证性计算是基于设备特性确定非能动氢复合器失效因子，结合初版定期试验策略，确定发生事故时，最恶劣情况下可用的非能动氢复合器；基于最佳估算方法进行各种事故工况下安全壳内氢气弥散及安全壳局部积聚状况的模拟计算，以确定非能动消氢系统是否满足设计要求。
本发明的有益效果如下：本发明所提供的非能动安全壳消氢系统定期试验策略分析方法可以用于指导核电厂安全壳非能动消氢系统定期试验策略的制定；本发明所提供的核电厂安全壳非能动消氢系统定期试验策略分析方法通过模拟事故后安全壳内环境，保证非能动安全壳消氢系统可有效控制安全壳内氢气浓度，并能在整个核电厂寿期内均可有效保证安全壳内氢气浓度满足设计要求；本发明所提供的非能动安全壳消氢系统定期试验策略分析方法可确保系统定期试验后可靠性能有效满足事故后安全壳内消氢需求，为工程提供可靠有效的试验依据。
附图说明
图1为本发明的方法流程图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
本发明综合考虑了安全壳非能动消氢系统设备信息、事故后安全壳内氢气弥散状况、人员照射剂量率、电厂实际运行经验反馈等多方面信息，提出了一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，如图1所示，包括如下步骤：
(1)确定安全壳非能动消氢系统中相关设备参数，根据设备参数确定设备基本定期试验要求，包括需进行定期试验的安全壳非能动消氢系统设备范围、消氢效率等设备性能验证以及定期试验周期，以保证单个设备定期试验能可靠反映其设备功能状态。
(2)根据安全壳内事故分析确定发生不同事故时，安全壳内氢气弥散的工况，确定安全壳内不同位置上非能动氢复合器的消氢效果，并基于此通过归一化方法评定各非能动氢复合器对缓解事故后果的重要程度，根据非能动氢复合器对缓解事故的不同贡献确定对应的定期试验计划；
在初步确定定期试验周期时，通过事故模拟计算分析确定在安全壳内可能发生局部氢气积聚风险的事故，并根据事故后氢气弥散模型计算结果，结合各非能动氢复合器性能及布置确定其对降低安全壳氢气聚集风险的贡献，并归一化评定各非能动氢复合器重要程度。显然，对缓解事故后果重要程度高的非能动氢复合器,在定期试验中的试验频度、试验要求准则以及试验顺序等要求应更严格。
(3)根据非能动氢复合器在安全壳内的布置特点，对位置相近的氢复合器进行归类处理，并按照随机抽样原则对这些氢复合器类进行定期试验取样，确保及时发现各位置上潜在的氢复合器失效风险，以尽可能降低事故后安全壳内发生局部氢气聚集的风险。
定期试验顺序的初步制定是基于同一位置上的多个非能动氢复合器对于缓解安全壳内氢气积聚的贡献分析结论，贡献高的取样顺序中的优先级高，对同等贡献的多个非能动氢复合器采取随机抽样的原则，确定其取样顺序，以保证能尽早发现各位置上消氢功能丧失的风险，进而尽可能的降低安全壳内氢气局部积聚的风险。
(4)根据确定的氢复合器定期试验周期以及试验取样顺序安排确定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略。
(5)评价执行步骤(4)所确定的初版定期试验策略过程中，试验人员单次试验过程中所受辐射剂量大小，以试验人员所受辐射剂量合理可能尽量低的原则调整定期试验策略。另外，定期试验策略还要考虑电厂业主实际运行经验反馈及实际值班安排等信息。
当制定并实行非能动安全壳消氢系统初版定期试验时，该步骤中应评估试验过程中试验人员所受辐射剂量大小，根据评估结果调整定期试验策略。并可充分考量电厂实际运行经验等信息，调整并最终确定适用于特定电厂的安全壳非能动消氢系统的定期试验策略。
(6)结合非能动氢复合器的失效概率，对根据上述步骤确定的安全壳非能动消氢系统定期试验策略进行验证性计算，以保证在事故条件下该系统能有效降低安全壳内氢气积聚的风险，保证安全壳的完整性。
该步骤中非能动安全壳消氢系统定期试验策略验算基于设备特性确定非能动氢复合器失效因子，结合定期试验策略初稿，确定发生事故时，最恶劣情况下可用的非能动氢复合器。基于最佳估算方法进行各种事故工况下安全壳内氢气弥散及安全壳局部积聚状况的模拟计算，以确定非能动消氢系统是否满足设计要求。
实施例
以国内某百万千瓦级核电厂安全壳非能动消氢系统为例，介绍定期试验策略具体制定方式如下：
(1)通过事故分析计算结论，确定非能动氢复合器对缓解事故后果的重要性。在本实施例中通过计算确定安全壳内蒸发器间、稳压器隔间等房间均有在严重事故时聚集氢气的风险，为保证在事故状态下氢气聚集处的氢复合器可用，每次定期试验都需要尽可能对每个蒸发器间、稳压器隔间等房间的氢复合器进行抽检，以验证这些重点位置的氢复合器可用。
(2)按照随机抽样原则并考虑到抽样的均匀性，为及时发现潜在的氢复合器失效风险，每次试验都需要能够尽可能抽检到处于不同标高位置的具有代表性的氢复合器。
(3)对相似位置和功能的氢复合器进行归类，并尽可能将同类氢复合器均匀分散到每次定期试验中(本实施例中在4个换料周期完成所有氢复合器的试验)，使得在每次定期试验中操作人员所受到的照射剂量尽可能相同，避免单次试验过程中人员受到过高的照射剂量。
经分析，下表给出了氢复合器所在位置列表：
Figure GDA0003185810710000071
Figure GDA0003185810710000081
可见，在本实施例中，4.65m、16.10m及30.35m平台的蒸发器隔间中，布置的非能动氢复合器分别为一类，因此，将各蒸发器隔间中非能动氢复合器尽量分布在不同的换料周期中进行试验。而对于同在稳压器隔间下的004RV及005RV也归为一类，对应的定期试验也安排在不同的换料周期。同样，考虑到安全壳内空间的对称性，将20m及37.4m标高钢平台/环形平台上的非能动氢复合器也分别归为一类。
(4)确定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略为：
换料周期1 换料周期2 换料周期3 换料周期4
001RV 002RV 003RV
009RV 007RV 008RV
006RV
010RV
011RV 013 RV 012RV
014RV 015RV
016RV 017RV 018RV
004RV 005RV
019RV 020RV 021RV 022RV
023RV 024RV 025RV
029RV 026RV 027RV 028RV
030RV 031RV 032RV 033RV
根据上表可见，对于蒸发器1而言，共有6台非能动氢复合器相关。其中3台同标高的011RV、012RV及013RV分别安排在不同的换料周期进行试验。对于007RV、026RV及019RV也安排在不同的换料周期进行试验。以避免出现一个换料周期同类非能动氢复合器试验相对过多的问题。
(5)在对同类非能动氢复合器试验周期和试验顺序分析确定后，发现换料周期1中所需进行定期试验的非能动氢复合器相对其他换料周期要多，使得操作人员在各换料周期试验期间所受照射不平衡，可能导致某换料周期所受照射过大。因此，对上表进行优化调整：
换料周期1 换料周期2 换料周期3 换料周期4
001RV 004RV 002RV 005RV
009RV 008RV 007RV 006RV
010RV 003RV 015RV 012RV
011RV 013RV 018RV 017RV
014RV 016RV 020RV 021RV
019RV 024RV 023RV 025RV
022RV 026RV 028RV 027RV
029RV 031RV 032RV 033RV
030RV
(6)结合非能动氢复合器的失效概率，对所确定的安全壳非能动消氢系统定期试验策略进行验证性计算。
由于非能动氢复合器在出厂时，其氢复合效率即已确定，结合厂家提供的非能动氢复合器特性曲线可拟合得出的失效因子L为环境温度T、湿度H、压力P、氢浓度c及设备使用时间t的函数：L＝f(T，H，P，c、t)。
非能动氢复合器的可行性为a失效因子L的函数，即a＝g(L)。
而非能动氢复合器的氢复合效率也可视为设备可用性a的函数，因此设备氢复合效率b＝h(L)。
因此，随着时间的不同，非能动氢复合器的复合效率应随拟合函数变化。定期试验合格的非能动氢复合器复合效率函数中的时间应归零。
验算模型中，结合厂家给出的非能动氢复合效率以及拟合计算得出的系统中各非能动氢复合器随时间变化的氢复合效率，确定根据该定期试验策略实施的试验能保证安全壳非能动消氢系统在设计基准事故工况下和超设计基准事故工况下将安全壳大气中的氢浓度减少到设计要求之下。
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 (7)

1.一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，包括如下步骤：
(1)确定安全壳非能动消氢系统中相关设备参数，根据设备参数确定设备基本定期试验要求；
(2)根据安全壳内事故分析确定发生不同事故时，安全壳内氢气弥散的工况，确定安全壳内不同位置上非能动氢复合器的消氢效果，并基于此通过归一化方法评定各非能动氢复合器对缓解事故后果的重要程度；
(3)根据非能动氢复合器在安全壳内的布置特点，对位置相近的非能动氢复合器进行归类处理，并按照随机抽样原则对这些氢复合器类进行定期试验取样顺序的确定；
(4)根据非能动氢复合器定期试验周期和试验取样顺序制定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略；
(5)执行所确定的初版定期试验策略，记录试验人员单次试验过程中所受辐射剂量大小，以试验人员所受辐射剂量合理可能尽量低的原则调整定期试验策略；
(6)结合非能动氢复合器的失效因子，对所确定的安全壳非能动消氢系统定期试验策略进行验证性计算。
2.如权利要求1所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(1)中所述的设备基本定期试验要求包括：安全壳非能动消氢系统设备范围、设备性能验证以及定期试验周期。
3.如权利要求1或2所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(3)中所述的定期试验取样顺序的确定是基于同一位置上的多个非能动氢复合器对于缓解安全壳内氢气积聚的重要程度分析结论，重要程度高的取样顺序中的优先级高，对同等重要的多个非能动氢复合器采取随机抽样的原则，确定其取样顺序。
4.如权利要求3所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(3)中随机抽样应考虑到抽样的均匀性，每次试验应尽可能抽检到处于不同标高位置的具有代表性的非能动氢复合器。
5.如权利要求1所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(4)中制定安全壳非能动消氢系统的初版定期试验策略，应尽可能将同类非能动氢复合器均匀分散到不同换料周期的定期试验中。
6.如权利要求1所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(5)中调整定期试验策略时还要考虑核电厂业主实际运行经验反馈及实际值班安排信息。
7.如权利要求1所述的核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法，其特征在于：步骤(6)中所述的验证性计算是基于设备特性确定非能动氢复合器失效因子，结合初版定期试验策略，确定发生事故时，最恶劣情况下可用的非能动氢复合器；基于最佳估算方法进行各种事故工况下安全壳内氢气弥散及安全壳局部积聚状况的模拟计算，以确定非能动消氢系统是否满足设计要求。
CN201610909369.3A 2016-10-19 2016-10-19 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法 Active CN106448754B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610909369.3A CN106448754B (zh) 2016-10-19 2016-10-19 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610909369.3A CN106448754B (zh) 2016-10-19 2016-10-19 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106448754A CN106448754A (zh) 2017-02-22
CN106448754B true CN106448754B (zh) 2021-11-16

Family

ID=58176492

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610909369.3A Active CN106448754B (zh) 2016-10-19 2016-10-19 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106448754B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108053901B (zh) * 2017-12-29 2020-05-12 广东核电合营有限公司 核电厂定期试验与定期切换相冲突的解决方法
CN109255176B (zh) * 2018-08-31 2023-05-09 岭澳核电有限公司 动排气后一回路剩余空气体积标准值提升分析方法及系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012021777A (ja) * 2010-07-12 2012-02-02 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 排ガス再結合器の出口水素濃度予測装置及び出口水素濃度の予測方法
CN102750995A (zh) * 2012-07-12 2012-10-24 中国核动力研究设计院 核电厂非能动氢复合器催化板在役检查方法
CN204087820U (zh) * 2014-10-13 2015-01-07 中国工程物理研究院材料研究所 模拟核电安全壳基准事故工况的实验系统
CN105097059A (zh) * 2015-07-30 2015-11-25 中国核电工程有限公司 核电厂系统定期试验项目分析设计方法
KR101657250B1 (ko) * 2015-06-16 2016-09-13 한국원자력기술 주식회사 피동형 자동촉매 재결합기용 가동중 검사장비

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012021777A (ja) * 2010-07-12 2012-02-02 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 排ガス再結合器の出口水素濃度予測装置及び出口水素濃度の予測方法
CN102750995A (zh) * 2012-07-12 2012-10-24 中国核动力研究设计院 核电厂非能动氢复合器催化板在役检查方法
CN204087820U (zh) * 2014-10-13 2015-01-07 中国工程物理研究院材料研究所 模拟核电安全壳基准事故工况的实验系统
KR101657250B1 (ko) * 2015-06-16 2016-09-13 한국원자력기술 주식회사 피동형 자동촉매 재결합기용 가동중 검사장비
CN105097059A (zh) * 2015-07-30 2015-11-25 中国核电工程有限公司 核电厂系统定期试验项目分析设计方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用;管玉峰 等;《中国核电》;20120630;第5卷(第2期);第154-160页 *
非能动氢复合器试验方案对比和优化建议;王立峰;《中国核科学技术进展报告（第四卷）》;20150930;第123-125页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN106448754A (zh) 2017-02-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104951882B (zh) 一种用于核电厂定期试验周期调整的评估方法
CN107705018A (zh) 一种用于核电厂定期试验周期延长的论证方法
CN106448754B (zh) 一种核电厂安全壳非能动消氢系统的定期试验策略分析方法
Himanen et al. Risk‐Informed Regulation and Safety Management of Nuclear Power Plants—On the Prevention of Severe Accidents
Lee et al. PSA model with consideration of the effect of fault-tolerant techniques in digital I&C systems
Menzel et al. Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants
CN111582667A (zh) 一种用于核电厂调试试验验收准则的分析方法
CN110729062B (zh) 燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质
Kelm et al. Ensuring the long-term functionality of passive auto-catalytic recombiners under operational containment atmosphere conditions—An interdisciplinary investigation
Pavlova et al. Systematic approach for the analytical validation of Kozloduy NPP, VVER-1000/V320 symptom based emergency operating procedures
KR102514916B1 (ko) 중수로 시범장전연료 노심감시 시스템 및 그 방법
CN113627612B (zh) 核岛中电气设备的电力技术监督方法和计算机终端
Sobolev et al. Method of integral reliability assessment of equipment and personnel of long-operating npp power unit
Martin et al. Combustible gas control system evaluation for the US EPRTM
CN114334194A (zh) 高温气冷堆氦气泄漏预警方法、装置、设备及存储介质
Saliba A Proposed Structural, Risk-Informed Approach to the Periodicity of CANDU-6 Nuclear Containment Integrated Leak Rate Testing N. Saliba, D. Komljenovic 2, L. Chouinard, R. Vaillancourt 2, G. Chrétien 2, V. Gocevski 3
Khubchandani et al. Reliability assessment of the passive heat removal system of the VVER-1000 reactor at Kudankulam NPP
Heising-Goodman et al. An evaluation of containment inerting and air dilution systems as methods for post-accident hydrogen control in BWRS
Zhang et al. Research on Risk-Informed Regulation Approaches of MSPI and SDP
Shalabi et al. Canada Deuterium Uranium Updated Fire Probabilistic Risk Assessment Model for Canadian Nuclear Plants
Komarov et al. Qualification of Compensatory Test Methods Involving Pressure Increase in the VVER Containment System
CIOCANESCU et al. Experience of Ageing Management at 14 MW TRIGA Research Reactor from INR Pitesti, Romania
Marcelles et al. Long Term Operation of Nuclear Power Plants in Spain: Preparing for the Future
Lifei et al. The RCM Technique Application in NPP Operation and Design Stage
Kirillov et al. Towards Unified Protocol for Par's Performance Rating and Safety Margins Assessment: Par Life-cycle Systemic Model

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant