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应急移动电源是核电厂在全厂断电工况下,保证反应堆堆芯冷却的重要手段。本文对秦山核电基地应急移动电源的配置进行了论述和分析,其对国内其他核电厂的应急移动电源配置也具有一定的参考价值。 相似文献
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秦山基地核电机组逐步长燃料循环后,一回路冷却剂水化学环境改变,影响了机组燃料可靠性的计算,也对堆芯构件及一回路设备的防腐有不利影响,继而影响了一回路冷却剂放射性环境.文章通过理论支持和运行经验,对长燃料循环后水化学环境发生的改变,采用化学手段进行干预、控制,消除机组运行期间的不利影响,并提出了建设性的建议.通过使用接近... 相似文献
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以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 相似文献
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<正>在核燃料组件装入堆芯的过程中,对堆芯必须进行有效地临界安全监督,以确保装料操作过程中,反应堆始终处于次临界状态,确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致,同时避免燃料组件发生机械损伤。1装料前的准备(1)所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态,装卸料机正常可用;(2)堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过;(3)一回路硼浓度CB≥2100ppm; 相似文献
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实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益,但会降低某些安全裕量,需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象,首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则,然后遵照确定论安全分析方法原则,使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究,证明其满足安全要求,为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。 相似文献
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在田湾核电站过渡到长周期换料的过程中,堆芯中逐年使用新型燃料组件替换旧型燃料组件,由于新型燃料组件结构的变化,设计中允许以更高的速度进行装卸。为配合田湾核电站长周期换料新型燃料组件的投用,田湾核电站根据燃料组件类型、换料模式的不同,对换料机装卸料过程中的工作速度、工艺流程进行优化改进,以提高装卸料的速度并使运输工艺更加趋于合理;同时对优化的效果进行核算,计算出每一步优化所带来的时间节省。优化的主要任务有:根据反应堆中燃料组件的布置特点以更高的速度抽出/装入燃料组件、在反应堆内转运燃料组件时采用新的运输位置、摄像杆的旋转包括过运输廊道的角度选择、三机构同时动作的实现。将以上这些优化融合到各个工艺循环中将产生多种逻辑算法,同时兼顾原有的安全闭锁保护,从而在保障安全可靠的基础上,实现最优化。 相似文献
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秦山第二核电厂是压水堆核电厂,其控制棒和密封材料中含有银,银的腐蚀产物经过堆芯活化后产生放射性核素110m Ag。由于很大一部分110m Ag核素以胶体形态存在于核电厂的冷却剂和废液中,电厂的净化系统对这些胶体形态的110m Ag去除效率低,110m Ag对核电厂的辐射剂量、放射性流出物排放量和固体废物量都造成较大影响。通过实验筛选出一种新型树脂应用到核电厂中,提高了放射性废液处理系统净化床的除银效率和除银容量,解决了困扰电厂110m Ag核素污染问题。 相似文献
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本文结合秦山第二核电厂机组实际运行工况,分析了在蒸汽发生器水位调节系统中,调节控制回路中主要的滤波器和调节器在水位调节过程中所起的作用和功能。 相似文献
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本文对核电站一回路失水事故(LOCA事故)的分类及验收准则进行简单介绍,主要针对两种比较典型的LOCA事故的发展阶段进行详细介绍,重点描述一回路失水事故发生后安全系统(RIS系统)的动作和堆芯水装量的变化以及堆芯余热的导出情况。并对影响LOCA事故后果的几个主要因素进行分析,通过堆芯水装量的变化来判断燃料包壳的完整性,以此来评价我们核电厂的安全性。 相似文献
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本文简单介绍了秦山第二核电厂的CRF系统的功能组成及运行方式,同时对汽机冲转过程中跳闸一台CRF泵时的工况进行了分析,给出了个人的一些见解。 相似文献
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在SG二次侧排热减小类事故工况下,若反应堆初始以自然循环状态运行,当破损SG二次侧排热丧失时,受影响环路流量可能完全丧失,对事故缓解及核电厂安全带来不利。本文对上述工况下的环路自然循环特性进行了研究,通过理论分析得到了不同环路自然循环流量的特性及主要影响因素,并通过模拟计算得到了不同冷却速率工况下环路自然循环流量数据,最后对核电厂制定相关应对措施方面提出了建议。 相似文献
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在反应堆物理工程计算中,从计算效率角度考虑,较多地采用确定论方法求解中子扩散方程,一般又采用"两步法"进行堆芯中子学计算。基于微观燃耗模型,通过分析组件堆芯接口参数计算模型、组件参数计算方式,为堆芯中子学计算相关模块开发提供了一种思路。 相似文献
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上管座是核燃料组件的重要部件.为满足燃料组件自主研发需求,根据上管座的功能要求,文章设计了适用于17×17型燃料组件的上管座,并开展了力学分析、水力学特性分析和试验验证.设计的上管座具有优良的综合性能,满足自主化先进燃料组件的使用要求. 相似文献
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本文介绍核电厂预防性维修项目窗口安排的基本原则,分析项目计划时间安排的思路和技巧。以秦山第二核电厂为例,总结大修类型规划和重大项目中长期规划工作的先进方法和良好实践。 相似文献
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本文针对秦二厂在海啸水淹等超设计事故工况下(全厂失电SBO),利用中压移动柴油电源车在5号柴油机厂房或3、4号机组电气厂房转接箱,向3、4号机组应急母线恢复供电,保证堆芯核安全。通过现场实际演练,针对操作过程中的问题提出解决方案,为核电厂运行、维修等相关专业技术人员提供指导。 相似文献
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在核电厂乏燃料水池中内贮存着大量从核反应堆中卸出的乏燃料组件,这些组件持续释放大量的衰变热,由核电厂相关冷却系统对其持续冷却,防止乏燃料水池水温超过核电厂技术规范限值。为确保在冷却系统临时中断期间乏燃料水池温度控制在电厂规范要求范围内,文中通过对乏燃料水池温度与衰变热和冷却水温度变化关系进行分析,得到乏燃料水池温度影响一般规律和变化趋势,为核电厂相关维修工作提供重要参考和建议。 相似文献
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传统能源的不断减少和对环境的持续污染使核电能源的地位变得越来越重要,而进一步提高燃料组件的性能则是发展核电能源的关键方向之一。本文介绍了世界上先进压水堆燃料组件的设计特点,包括了法国的GAIA燃料组件、美国的AP1000燃料组件、俄罗斯的TVS-K方形燃料组件以及Lightbridge燃料组件等,对世界上先进燃料组件的发展潮流和趋势进行总结。 相似文献
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本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了评价。结果表明,超流量工况下,燃料系统仍能安全可靠的运行。 相似文献
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本文以子通道热工水力分析程序COBRA-IV为计算工具,分析了预计在中国先进研究堆(CARR)高温高压回路上进行辐照考验的国产新锆合金考验小组件的稳态热工水力性能。计算了各种稳态工况下考验小组件的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),通过MDNBR来初步确定了考验小组件运行时的平均线功率及冷却剂的入口温度。 相似文献
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本文介绍了一种高可靠性在线监测设备——MGA2000-6系列变压器色谱在线监测系统的性能、原理及在秦山第二核电厂的运行情况和典型案例分析。MGA2000-6系列变压器色谱在线监测系统对及时发现变压器内部故障,避免事故的发生具有十分重要的意义。 相似文献
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