CN110119878B - 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法 - Google Patents

一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110119878B
CN110119878B CN201910281004.4A CN201910281004A CN110119878B CN 110119878 B CN110119878 B CN 110119878B CN 201910281004 A CN201910281004 A CN 201910281004A CN 110119878 B CN110119878 B CN 110119878B
Authority
CN
China
Prior art keywords
risk
configuration
power plant
temporary change
value
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
CN201910281004.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110119878A (zh
Inventor
龚兵
童节娟
吴静
赵军
陈选相
刘涛
王庆武
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.)
Tsinghua University
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd
Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Tsinghua University
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd
Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power 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 Tsinghua University, Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd, Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd, Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd filed Critical Tsinghua University
Priority to CN201910281004.4A priority Critical patent/CN110119878B/zh
Publication of CN110119878A publication Critical patent/CN110119878A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110119878B publication Critical patent/CN110119878B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G06Q10/00—Administration; Management
    • G06Q10/06—Resources, workflows, human or project management; Enterprise or organisation planning; Enterprise or organisation modelling
    • G06Q10/063—Operations research, analysis or management
    • G06Q10/0635—Risk analysis of enterprise or organisation activities
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G06Q50/00—Information and communication technology [ICT] specially adapted for implementation of business processes of specific business sectors, e.g. utilities or tourism
    • G06Q50/06—Energy or water supply
    • 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
    • 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
    • Y04—INFORMATION OR COMMUNICATION TECHNOLOGIES HAVING AN IMPACT ON OTHER TECHNOLOGY AREAS
    • Y04S—SYSTEMS INTEGRATING TECHNOLOGIES RELATED TO POWER NETWORK OPERATION, COMMUNICATION OR INFORMATION TECHNOLOGIES FOR IMPROVING THE ELECTRICAL POWER GENERATION, TRANSMISSION, DISTRIBUTION, MANAGEMENT OR USAGE, i.e. SMART GRIDS
    • Y04S10/00—Systems supporting electrical power generation, transmission or distribution
    • Y04S10/50—Systems or methods supporting the power network operation or management, involving a certain degree of interaction with the load-side end user applications

Landscapes

  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Human Resources & Organizations (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Economics (AREA)
  • Strategic Management (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Entrepreneurship & Innovation (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Marketing (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • General Business, Economics & Management (AREA)
  • Tourism & Hospitality (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Public Health (AREA)
  • Primary Health Care (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Development Economics (AREA)
  • Educational Administration (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Game Theory and Decision Science (AREA)
  • Operations Research (AREA)
  • Quality & Reliability (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法，包括计算电厂某组态下的风险值通过电厂该组态下的运行PSA模型和数据，计算该组态下的风险值，并记为CF50i；记Ti为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置风险为CF50i×Ti；为避免因个别事件而影响对电厂整体风险控制的平均水平的评价，选取两年内的累计风险平均值不超过裕度范围1E‑6，计算可得到在本次组态下可以停留的最长时间Ti；当该临时性变更的允许时间小于Ti时，则允许该临时性变更的进行，本发明作为先进反应堆日常配置风险管理可以使用的裕度范围进行风险指引决策，为先进反应堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。

Description

一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法
技术领域
本发明涉及核电站机组安全运行技术领域，特别涉及一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法。
背景技术
概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis-PSA)是电厂运行和维修风险的定性和定量评价方法，并以风险量发生的频率来度量。核电厂风险指引决策方法是指在传统方法(确定论、工程判断等)的基础上，补充PSA方面的风险评价结果，形成的一种涵盖风险信息的分析、决策与管理的方法。HAD102-17《核动力厂安全评价与验证》规定“核动力厂的整个设计和运行期间均应采用概率安全分析，以有助于核动力厂安全的决策”，“当概率安全分析的结果用于支持决策过程时，应该为此建立一个正式的框架。该过程的详细程度取决于概率安全分析实际应用的目的、决策的性质以及要使用的概率安全分析的结果。在使用概率安全分析的定量结果时，应该确定可与之比较的相应的参考值”。这些与概率安全分析结果进行比较的参考值通常被称为风险可接受准则。美国在积极地推行风险指引决策方法的同时，颁布了与之相对应的管理规范和导则，如美国核管会发布的RegulatoryGuide 1.174～Regulatory Guide 1.178、美国核能研究所发布的NUMARC 93-01。其中Regulatory Guide 1.177和NUMARC 93-01提出了核电厂临时性变更的风险可接受准则。Regulatory Guide 1.177《特定电厂风险指引决策方法：技术规格书》规定对于一次仅针对技术规格书中CT(完成时间、允许停役时间)变更的风险评价，当ICCDP(条件堆芯损坏概率)的增量低于1.0E-6且ICLERP(条件早期大量释放概率的增量)低于1.0E-7，或ICCDP低于1.0E-5且ICLERP低于1.0E-6同时具有可以有效降低风险增量来源的临时措施时，变更对电厂风险产生的影响是可接受的。NUMARC 93-01规定应避免CDF(堆芯损伤频率)高于1.0E-3的维修配置，一旦进入，必须保证时间很短且很清楚这个风险水平会发生什么样的事件；对于具体维修配置，可以按照以下ICDP(堆芯损伤概率增量)和ILERP(早期大量释放概率增量)的分级建立风险管理行动：
Figure BDA0002021657990000021
其中：
ICCDP＝[(目标设备退出服务，且其他设备根据技术规范的要求由允许停役带来设备名义不可用度条件下的条件CDF)-(设备名义不可用度下的基准CDF)]×(考虑中的单个CT的持续时间)。
ICLERP＝[(目标设备退出服务，且其他设备根据技术规范的要求由允许停役带来设备名义不可用度条件下的条件LERF)-(设备名义不可用度下的基准LERF)]×(考虑中的单个CT的持续时间)。
ICDP＝(该电厂配置下的堆芯损伤频率)×(在该配置下的停留时间)
ILERP＝(该电厂配置下的早期大量释放频率)×(在该配置下的停留时间)
可见这些风险可接受准则是用风险基准值(CDF/LERF)或风险基准值变化量(ICDP/ILERP、ICCDP/ICLERP)来表达的。
但是这些风险评价方法适用于传统水冷堆，不宜直接用于以高温气冷堆为代表的具有固有安全性的先进反应堆。这是因为传统水冷反应堆在进行PSA分析时，一般将PSA划分为三级，即1级(以堆芯损伤为分析目标)、2级(分析安全壳行为，得到释放源项强度和分布)、3级(放射性释放对电站周边产生的影响)，其中“堆芯损坏频率”(CDF)和“早期大量释放频率”(LERF)就是针对1级PSA和2级PSA提出的定量化目标值。对于高温气冷堆，由于其独特的堆芯、余热排出和安全壳设计，传统的PSA分析分级方式和“CDF”、“LERF”等概念并不直接使用。
(1)高温气冷堆不存在堆芯损伤的情况。第一，HTR-PM堆芯设计的固有安全特性保证了在所有运行和事故工况下堆芯中心区域的燃料温度都低于1600℃，因此不会出现包覆颗粒破损的情况，也因此避免了水堆中因包壳和燃料过热而造成的堆芯损伤。第二，HTR-PM各球形燃料元件在堆芯内独立循环，包覆颗粒的破损只是在球形燃料元件内部发生。同时，燃料元件内包覆颗粒的破损不会影响到其他燃料元件，因此堆芯内的冷却通道不受影响，不会出现与水堆类似的大面积堆芯损伤甚至堆芯熔化。从破损包覆颗粒中释放的裂变产物扩散通过燃料元件的石墨基体之后才能进入到一回路氦气中，扩散过程相对缓慢因此也不会出现大量放射性物质的早期释放。第三，HTR-PM停堆后由非能动的余热排出系统导出堆芯余热，该系统运行不依赖于能动设备，事故情况下一回路氦气冷却剂的流失也不影响堆芯余热导出，停堆后，不会出现因丧失冷却而造成的堆芯超温和燃料元件包覆颗粒破损，避免了水堆的堆芯损伤和大量放射性释放。第四，HTR-PM热容量大，堆芯瞬态特性平缓，事件进程相对缓慢，有较长时间进行事故处理和应急响应。避免了先于应急响应行动的放射性释放发生。
(2)高温气冷堆不存在早期大量释放。HTR-PM由于采用包覆颗粒球形燃料元件，避免了由大范围堆芯损伤造成的放射性物质大量释放，同时HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，可通过热辐射、热传导等自然机制将事故后的堆芯余热传递到反应堆压力容器外的余热排出系统，因此安全壳内只设置了负压通风过滤系统以降低放射性物质向环境的排放浓度。这种设计使PSA分析所涉及的系统和安全壳内现象大为减少。
由于以高温气冷堆为代表的具有固有安全性的先进反应堆不存在水冷堆那种堆芯损伤或放射性大量释放，因此，传统的PSA在堆芯损伤的基础上评价释放风险的方式，对该类反应堆来说是不合适的。因此之前适用于水冷堆临时性变更的风险可接受准则不宜直接使用，需要研究一套新的风险可接受准则，以便风险管理。
发明内容
为了克服上述现有技术的不足，本发明的目的在于提供一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法，本发明作为先进反应堆日常配置风险管理可以使用的裕度范围进行风险指引决策，为先进反应堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。
为了实现上述目的，本发明采用的技术方案是：
一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法，包括以下步骤；
步骤一：计算电厂某组态下的风险值通过电厂该组态下的运行PSA模型和数据，计算该组态下的风险值，并记为CF50i(Conditional Frequency of Release Categoryexceeding 50mSv)；
步骤二：记Ti为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置风险为CF50i×Ti；
步骤三：为避免因个别事件而影响对电厂整体风险控制的平均水平的评价，选取两年内的累计风险平均值不超过裕度范围1E-6，即
Figure BDA0002021657990000051
步骤四：由公式①得到：
Figure BDA0002021657990000052
步骤五：由公式②即可得到在本次组态下可以停留的最长时间Ti；
步骤六：当该临时性变更的允许时间小于Ti时，则允许该临时性变更的进行。
所述的组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素(如高温天气、台风)，当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变。
本发明的有益效果：
本发明在国家核安全局在审评原则中为高温气冷堆推荐的概率安全目标(即"所有导致场外个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆·年")即LARGE释放类发生频率(F50)小于10-6/堆·年作为风险管理指标的基础上，以在此风险下停留一年(即1E-6/堆·年×1年＝1E-6)作为先进反应堆日常配置风险管理可以使用的裕度范围(记作ATP50)进行风险指引决策，为先进反应堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。
附图说明
图1为运行组态风险变化示例图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步详细说明。
如图1所示，横坐标0代表本年度的开始，横坐标以天为单位，纵坐标为风险值。从图1可以看出该年度的2月1日因A设备故障(即横坐标31)导致风险值升至3.0E-6，并持续了15天。在该事件发生之前，电厂风险一直正常运行，风险维持在5.0E-8(包括前两年)。因此，2月1日前已使用的风险裕度为2×5E-8＝1E-7，当前可用的风险裕度为2E-6－1E-7＝1.9E-6，而A设备故障导致的当前风险水平为3E-6，因此，修复A设备可以允许的时间为1.9E-6÷3E-6×365＝231.17天，而实际维修A设备只用了15天，风险控制是成功的。但该事件在电厂风险历史记录中仍然有一定的实际贡献，即3E-6×15÷365＝1.23E-7，这一贡献在后续事件的评价中会被使用。再以9月4日C和D设备需要进行纠正性维修为例。9月4日之前累计使用的风险裕度为2.22E-7，当前可用的风险裕度为2×1E-6－2.22E-7＝1.78E-6，而C和D同时要进行维修导致的当前风险水平为1E-4，因此，可以允许的时间为1.78E-6÷1E-4×365＝6.49×365＝6.49天，属于风险重要性比较显著的情况，应控制其实施时间，而实际上用了2天，因此风险控制成功该事件对电厂历史记录构的贡献为3E-6×15÷365＝1.23E-7，将滚动用于后续事件的评价。
本发明包括以下步骤：
步骤一：计算某组态下的F50(其中组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素(如高温天气、台风)等。当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变)。通过电厂该组态下的运行PSA模型和数据，计算该组态下的F50，并记为CF50i(Conditional Frequency of Release Category exceeding 50mSv)。
步骤二：记Ti为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置风险为CF50i×Ti。
步骤三：为避免因个别事件而影响对电厂整体风险控制的平均水平的评价，选取两年内的累计风险平均值不超过裕度范围1E-6，即
Figure BDA0002021657990000071
步骤四：由公式①得到：
Figure BDA0002021657990000072
步骤五：由公式②即可得到在本次组态下可以停留的最长时间Ti。
步骤六：当该临时性变更的允许时间小于Ti时，则允许该临时性变更的进行。

Claims (2)

1.一种适用于高温气冷堆核电厂临时性变更的风险指引决策方法，其特征在于，包括以下步骤；
步骤一：计算电厂某组态下的风险值，通过电厂该组态下的运行PSA模型和数据，计算该组态下的风险值，并记为CF50i；
步骤二：记Ti为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置风险为CF50i×Ti；
步骤三：为避免因个别事件而影响对电厂整体风险控制的平均水平的评价，选取两年内的累计风险平均值不超过裕度范围1E-6，即
Figure FDA0003934199690000011
步骤四：由公式①得到：
Figure FDA0003934199690000012
步骤五：由公式②即可得到在本次组态下可以停留的最长时间Ti；
步骤六：当该临时性变更的允许时间小于Ti时，则允许该临时性变更的进行。
2.根据权利要求1所述的一种适用于高温气冷堆核电厂临时性变更的风险指引决策方法，其特征在于，所述的组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素，当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变。
CN201910281004.4A 2019-04-09 2019-04-09 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法 Active CN110119878B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910281004.4A CN110119878B (zh) 2019-04-09 2019-04-09 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910281004.4A CN110119878B (zh) 2019-04-09 2019-04-09 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110119878A CN110119878A (zh) 2019-08-13
CN110119878B true CN110119878B (zh) 2022-12-16

Family

ID=67520777

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910281004.4A Active CN110119878B (zh) 2019-04-09 2019-04-09 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110119878B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113837530A (zh) * 2021-08-13 2021-12-24 中国核电工程有限公司 核电厂变更对火灾概率安全分析影响的判断方法和系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107450493A (zh) * 2017-08-23 2017-12-08 福建福清核电有限公司 一种核电厂控制系统临时控制变更在线管理方法

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4657727A (en) * 1984-10-18 1987-04-14 Michael E. Stern Fission product barrier emergency event classification and response system
JP2001153988A (ja) * 1999-11-25 2001-06-08 Hitachi Ltd 原子炉の炉心管理システム
US20140324520A1 (en) * 2005-05-20 2014-10-30 Diakont Advanced Technologies, Inc. Method for deterministic safety analysis in non-stationary high risk system, control method and control system using thereof
US7366273B2 (en) * 2005-12-30 2008-04-29 General Electric Company Method of determining margins to operating limits for nuclear reactor operation
US20100138253A1 (en) * 2008-12-02 2010-06-03 Chun-Chang Chao All aspect quantification system for the risk rating of operating errors for an advanced boiling water reactor
CN103499635A (zh) * 2013-08-15 2014-01-08 中广核检测技术有限公司 螺旋盘式传热管导行波检测技术及其传感器
CN105303018B (zh) * 2014-07-10 2018-04-20 苏州热工研究院有限公司 核电站发现项风险评测方法
CN104485143B (zh) * 2014-11-13 2017-02-01 大亚湾核电运营管理有限责任公司 核电站分散控制系统的处理方法及系统
US9926852B2 (en) * 2015-03-03 2018-03-27 General Electric Company Methods and systems for enhancing control of power plant generating units
US20170117064A1 (en) * 2015-10-27 2017-04-27 Accenture Global Services Limited Nuclear power plant digital platform
CN105354767A (zh) * 2015-11-19 2016-02-24 广州中国科学院工业技术研究院 核电厂主控室盘台火灾风险定量分析方法和系统
JP6692273B2 (ja) * 2016-10-03 2020-05-13 株式会社東芝 緊急時対応のリスク評価装置、そのリスク評価方法、及びそのリスク評価プログラム
CN106548279A (zh) * 2016-11-02 2017-03-29 中广核研究院有限公司 一种用于先进反应堆总体设计阶段的安全分析方法
CN106772531B (zh) * 2016-12-07 2019-02-15 华能集团技术创新中心 一种适于高温堆场外应急简化的应急辐射监测与通告系统
CN107239876B (zh) * 2017-04-26 2020-07-03 中广核核电运营有限公司 一种核电厂i&c设备老化生命周期的管理方法及系统
CN109214615B (zh) * 2017-06-29 2021-05-04 华能山东石岛湾核电有限公司 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
CN207883329U (zh) * 2017-10-19 2018-09-18 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆燃料元件摩擦性能研究用摩擦副
CN107844909B (zh) * 2017-11-17 2021-02-02 苏州热工研究院有限公司 核电厂日常生产风险管理的滚动裕度风险控制方法及系统
CN108039213B (zh) * 2017-11-30 2020-05-15 中广核工程有限公司 一种核电厂负荷线性变化试验的处理方法及系统
CN108257701B (zh) * 2017-12-11 2020-11-03 清华大学 高温气冷堆耦合闭式布雷登循环的功率调节方法
CN108416526B (zh) * 2018-03-15 2020-12-22 哈尔滨工程大学 一种核电站生产计划的在线时间相关风险监测系统及方法
CN109078931A (zh) * 2018-08-03 2018-12-25 西安热工研究院有限公司 高温气冷堆核电机组二回路化学清洗的动态模拟试验装置及使用方法
CN109064035A (zh) * 2018-08-07 2018-12-21 苏州热工研究院有限公司 核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法
CN109308579A (zh) * 2018-09-17 2019-02-05 湖南工学院 一种用于核电厂安全相关人员行为筛选的概率论方法

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107450493A (zh) * 2017-08-23 2017-12-08 福建福清核电有限公司 一种核电厂控制系统临时控制变更在线管理方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
核电厂风险指引管理研究;王朝贵;《核动力工程》;20070228(第01期);96-100 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN110119878A (zh) 2019-08-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Brown et al. Preconceptual design of a fluoride high temperature salt-cooled engineering demonstration reactor: Core design and safety analysis
CN111799000B (zh) 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法
CN110119878B (zh) 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法
CN110110967B (zh) 一种适用于核电站许可证基准变更的风险评价方法
CN109214615B (zh) 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
Zhanbolatov et al. Development of scenarios for controlling the fuel campaign of the IVG. 1M reactor with LEU-fuel
Ishii et al. Activities for 4S USNRC licensing
Long Modeling the performance of high burnup thoria and urania pwr fuel
Wang et al. Transient analyses for China initiative Accelerator Driven System using the extended BELLA code
Remeikis et al. Review of modeling experience during operation and decommissioning of RBMK-1500 reactors. I. Safety improvement studies during operation
CN113823427A (zh) 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法
Kamerman et al. Fuel Safety Research Plan for Accident Tolerant Fuels
Ishida et al. Finding the best fuel assemblies shuffling scheme of ADS for MA transmutation using Dynamic Programming
Sunaryo et al. RDE Design Strategy for Indonesia Experimental NPP
CN113487464B (zh) 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质
Bulakh et al. Extension of lifespan of graphite in fuel blocks of high-temperature gas-cooled reactors as the resource for ensuring design values of nuclear fuel burn-up
Nilsson et al. Identifying Preliminary Criteria for Safeguarding Advanced Nuclear Reactors
Binner TEMPERATURE DISTRIBUTION IN A FUEL PELLET DURING AFTER-HEAT PRODUCTION, CENTRAL-SYMMETRICAL PART
Purba et al. A comparative study on safety design requirements between HTGR and LWR
Kelk et al. Emergency planning zones for small modular reactors
Zang et al. Study on Emergency Action Levels of the Modular High Temperature Gas-Cooled Reactor
Röllig et al. Operational requirements of spherical HTR fuel elements and their performance
Kamerman et al. FEASIBILITY ASSESSMENT FOR DEVELOPING AN INTEGRAL LOCA TESTING CAPABILITY AT THE TRANSIENT RESEARCH TEST (TREAT) REACTOR
Ovdiienko et al. Support of Ukrainian Regulatory Authority in Licensing Process of Nuclear Fuel Supplier Diversification
Porsch et al. Overview of neutronic fuel assembly design and in-core fuel management

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 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