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海阳核电一期工程严重事故下非能动安全壳冷却能力分析 被引量:2
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作者 马柏松 庄亚平 郑福涛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期530-536,共7页
采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破... 采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。 展开更多
关键词 严重事故 非能动安全壳冷却系统 敏感性分析
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海阳核电一期工程主给水泵相关控制逻辑优化 被引量:2
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作者 马柏松 周勇锋 庄亚平 《水泵技术》 2020年第4期12-14,共3页
海阳核电一期工程主给水系统不设置备用主给水泵组,低功率运行时备用主给水泵组不会自动启动,且为避免对系统产生较大的冲击,主给水泵组采用出口电动阀关阀备用逻辑。某AP1000电厂在调试过程中,因滤网堵塞导致唯一正在运行的主给水泵组... 海阳核电一期工程主给水系统不设置备用主给水泵组,低功率运行时备用主给水泵组不会自动启动,且为避免对系统产生较大的冲击,主给水泵组采用出口电动阀关阀备用逻辑。某AP1000电厂在调试过程中,因滤网堵塞导致唯一正在运行的主给水泵组跳泵,备用主给水泵组手动启动后却又因出口电动阀无法打开导致主给水完全丧失。随着蒸汽发生器(SG)液位降低,启动给水泵,汽轮机停机,随后反应堆被迫手动停堆。为此对海阳核电一期工程主给水泵相关控制逻辑进行一系列优化,包括采用备用主给水泵组自动启动逻辑,备用主给水泵组由原关阀备用优化为开阀备用,增设前置泵出入口压差低报警信号等措施,以增强核电厂低功率运行时的安全可靠性。 展开更多
关键词 核电站用泵 AP1000 丧失主给水 主给水泵控制
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AP1000主泵启停期间轴向力辅助平衡方法研究
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作者 马柏松 缪正强 +1 位作者 黄晓杰 庄亚平 《水泵技术》 2020年第2期10-12,52,共4页
AP1000核电厂采用屏蔽泵作为主泵。为解决主泵启停期间下推力轴承及下推力盘受力较大的问题,同时尽可能减少轴承干摩擦时间,在不对现有主泵做任何改造的条件下,设想使用一外设装置通过主泵下部充排水管嘴将高压水注入主泵转子与定子之... AP1000核电厂采用屏蔽泵作为主泵。为解决主泵启停期间下推力轴承及下推力盘受力较大的问题,同时尽可能减少轴承干摩擦时间,在不对现有主泵做任何改造的条件下,设想使用一外设装置通过主泵下部充排水管嘴将高压水注入主泵转子与定子之间的腔室,在主泵加速至某一转速前维持轴承水压力高于一回路压力,利用水压为转子提供向上的推力,进而辅助平衡主泵启停期间的轴向力,以进一步提高设备可靠性。经计算当压差约为2.93 MPa时,相对一回路呈高压状态的轴承水提供的推力即约等于转子重力。最后从对主泵内部冷却、一回路的影响等方面进一步分析了该方法的可行性。 展开更多
关键词 AP1000 屏蔽泵 轴向力平衡
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XDPS—400DCS在造纸厂的应用
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作者 马柏松 郑麟松 《世界仪表与自动化》 2000年第5期72-74,共3页
关键词 造纸厂 控制系统 XDPS-400DCS
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浅议财政赤字的危害及治理对策
5
作者 马柏松 《经济论坛》 北大核心 1989年第12期34-36,10,共4页
关键词 财政赤字 治理
全文增补中
正常余热排出泵汽蚀原因分析
6
作者 庄亚平 马柏松 《中国核电》 2020年第4期446-450,共5页
某核电厂半管运行试验,正常余热排出系统流量尚未达到最小设计流量时泵发生汽蚀。研究分析了泵入口管路的三通阻力计算方法,同时通过计算流体力学方法计算了不同缩径比例三通的阻力系数。确认发生汽蚀的主要原因是泵入口管道上的三通内... 某核电厂半管运行试验,正常余热排出系统流量尚未达到最小设计流量时泵发生汽蚀。研究分析了泵入口管路的三通阻力计算方法,同时通过计算流体力学方法计算了不同缩径比例三通的阻力系数。确认发生汽蚀的主要原因是泵入口管道上的三通内径过小,另外审查已发现三通阻力计算方法选择不合理。采取的措施是更换内径满足要求的三通,并尽可能增大三通内倒角。 展开更多
关键词 三通 正常余热排出 半管运行 汽蚀
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AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究
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作者 马柏松 郭宏恩 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期146-149,共4页
在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中,由于一系列的误操作导致稳压器满水,而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭,不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因,即在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)冷却... 在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中,由于一系列的误操作导致稳压器满水,而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭,不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因,即在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)冷却能力充足的情况下,系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸,进而导致稳压器满水,此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施,即在RCS降压过程中,应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力,进而确保冷却剂不发生闪蒸。 展开更多
关键词 AP1000 丧失正常给水 稳压器满水 堆顶放气
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AP1000冷凝水回流相关设计优化简介
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作者 马柏松 庄亚平 郄卫青 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期79-83,共5页
在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系... 在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。 展开更多
关键词 非能动堆芯冷却系统(PXS) 冷凝水回流 安全停堆
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反应堆压力容器屏蔽组件设计改进 被引量:4
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作者 庄亚平 马柏松 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期185-188,共4页
某机组热试期间反应堆压力容器屏蔽组件屏蔽材料受热泄漏,因此针对屏蔽盒结构和布置进行了优化设计,选用B4C作为中子屏蔽材料。本文从热传递、辐射屏蔽、GSI 191等方面对改进的设计方案开展了分析。结果表明,改进的设计满足使用和规范... 某机组热试期间反应堆压力容器屏蔽组件屏蔽材料受热泄漏,因此针对屏蔽盒结构和布置进行了优化设计,选用B4C作为中子屏蔽材料。本文从热传递、辐射屏蔽、GSI 191等方面对改进的设计方案开展了分析。结果表明,改进的设计满足使用和规范要求。补充热试期间,对屏蔽盒及模块温度场、安全壳内辐射剂量水平进行了测量,进一步验证了改进设计的有效性。 展开更多
关键词 中子屏蔽盒 B4C 泄漏
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海阳核电1号机组冬季SIT、ILRT期间温度控制方案总结
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作者 马柏松 宿伟成 《核标准计量与质量》 2017年第3期40-46,共7页
海阳核电1号机组为AP100核电厂在冬季实施安全壳结构完整性试验和安全壳整体泄漏率试验的首台机组,试验要求安全壳内大气及其金属温度保持在10℃~48.9℃之间,但海阳市冬季日平均气温低于10℃,给试验带来了极大的挑战。海阳核电1号机组... 海阳核电1号机组为AP100核电厂在冬季实施安全壳结构完整性试验和安全壳整体泄漏率试验的首台机组,试验要求安全壳内大气及其金属温度保持在10℃~48.9℃之间,但海阳市冬季日平均气温低于10℃,给试验带来了极大的挑战。海阳核电1号机组在试验期间采用封堵屏蔽厂房、VCS/VYS联合运行、在屏蔽厂房增设暖风机等一系列温度控制措施,成功地保证了试验的顺利进行。 展开更多
关键词 AP1000 SIT ILRT 温度控制
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