杨亚军
- 作品数：12 被引量：13H指数：2
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程水利工程建筑科学更多>>
- Mid-loop工况冷凝回流冷却措施分析被引量：2
- 2013年
- 核电厂在Mid-loop工况下由正常余热排出(RHR)系统移出堆芯衰变热,一旦丧失RHR系统,若不采取措施,堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本工作以300 MW核电厂为对象,采用RELAP5/Mod3.2程序对Mid-loop工况下丧失RHR系统时的冷凝回流冷却措施进行分析。结果表明,在RCS回路封闭的情况下,两台蒸汽发生器(SG)均充满水,或1台SG充满水且辅助给水系统可用时,通过冷凝回流可维持24h堆芯不裸露,即冷凝回流是可行的缓解措施之一。
- 杨亚军张琨
- 300MW核电厂mid-loop工况冷凝回流冷却措施分析
- 核电厂在mid-loop工况下由正常余热排出系统(RHR)移出堆芯衰变热,一旦丧失RHR,如果不采取措施,堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本文采用RELAP5/Mod3.2程序对300MW核电厂mid-loop工况下丧失...
- 杨亚军张琨
- 文献传递
- CAP1000非能动核电厂IRWST再循环爆破阀误动事件PSA分析研究
- 当前第三代CAP1000非能动核电厂的概率安全分析(PSA)中,将安全壳内置换料水箱(IRWST)再循环流道上爆破阀的误动作在瞬态类事件中进行了包络分析。本次研究通过系统FMEA工程评价方法,识别出该事件,并对其发生频率...
- 胡跃华胡军涛仇永萍雷文静陆天庭张政铭杨亚军
- 一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法
- 本发明公开了一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，涉及概率安全评价技术领域，其特征在于，包括如下步骤：S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；S2：一次筛选；S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事...
- 李肇华杨亚军谭笑宋磊胡跃华喻章程詹文辉仇永萍胡军涛何建东卓钰铖
- 对CAP1400安全壳有效性的进一步研究被引量：1
- 2017年
- 堆腔淹没失效将导致安全壳失效,是CAP1400二级概率安全评价(PSA)安全壳有效性分析中的一个保守假设。为更大程度地体现安全壳设计和严重事故缓解措施对安全壳有效性的贡献,对该假设进行了探讨。通过梳理CAP1400能够用于应对堆外严重事故现象的现有设计特性,以扩展事件树的方式评估了CAP1400示范工程安全壳在蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互作用等主要堆外事故进程中保持完整性的概率,进一步研究了CAP1400示范工程安全壳的有效性。重新评估的CAP1400示范工程安全壳有效性结果有较明显的提高,这对论证CAP1400示范工程满足“十三五”新建核电要求也起到了促进作用。
- 陆天庭史国宝杨亚军
- AP1000 SGTR事件频率分析
- 本文基于SGTR事件的运行经验及不同材料传热管的可能降级机理，结合电厂设计分析AP1000 SGTR始发事件频率取值，表明其较原模型用值低得多。同时，分析事故工况下高压差引起的继发SGTR事件的影响，表明其对AP1000...
- 杨亚军詹文辉
- 关键词：AP1000
- 文献传递
- 一种基于风险的制定核电厂应急电源功率的决策方法
- 本发明公开了一种基于风险的制定核电厂应急电源功率的决策方法，包括如下步骤：S1，确定反应堆衰变热移出途径；S2，识别应急电源潜在用户；S3，确认应用场景电力负荷；S4，定量评估应用场景对电厂安全性的影响；S5，制定应急电...
- 张政铭李肇华杨亚军胡军涛许以全卓钰铖胡跃华
- 非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价
- 2016年
- 以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。
- 许以全卓钰铖杨亚军付浩
- AP1000 SGTR事件频率分析
- 本文基于SGTR事件的运行经验及不同材料传热管的可能降级机理,结合电厂设计分析AP1000 SGTR始发事件频率取值,表明其较原模型用值低得多。同时,分析事故工况下高压差引起的继发SGTR事件的影响,表明其对AP1000...
- 杨亚军詹文辉
- 关键词：AP1000
- 文献传递
- 对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解被引量：8
- 2013年
- 本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。
- 林诚格史国宝陈耀东陈培培刘伟孙光弟沈文权刘志弢詹文辉梅其良陈松孙大威苏夏杨亚军李林森廖敏崔蕾邢勉
- 关键词：核电核安全
