核电站一回路失水事故分析

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。     

压水堆核电站蒸汽发生器水位控制

压水堆核电站配置有一套完善的蒸汽发生器水位测量装置,用于全范围的蒸汽发生器的水位控制。本文通过对蒸汽发生器水位控制原理的展述,展开蒸汽发生器水位控制方法,共同提高控制蒸汽发生器水位的技能。     

压水堆核电站一回路硼浓度测量

硼表是用来在各种工况下对压水堆核电站一回路冷剂的硼浓度进行自动连续监测的工具,硼表监测是反应堆反应性监测控制的重要手段之一,在机组正常运行阶段观察一回路硼浓度变化的趋势,在机组大修阶段用来监测一回路冷却剂可能的误稀释。本文简要介绍了压水堆核电站硼表的工作原理和在线连接方式。     

放射性钠火辐射监测方案探讨

钠冷快中子反应堆是第Ⅳ代先进核能系统的代表堆型,钠火安全是其重要安全设计之一。作为冷却剂的液态金属钠经堆芯活化后会产生强γ放射性,而且化学性质极为活泼,冷却剂的泄漏可能会造成强放射性钠火事故,因此,针对一回路冷却剂泄漏产生的放射性钠火事故监测对反应堆的安全设计具有重要意义。文章基于钠冷快堆正常运行工况下的一回路冷却剂活化水平,通过对放射性钠火产物放射性钠气溶胶的特性分析,开展对放射性钠火事故的辐射监测技术研究,从而实现对钠冷快堆放射性钠火事故的多样化监测,为反应堆的安全运行提供技术支持。     

基于神经网络逆系统的稳压器水位与压力解耦控制探析

压水堆稳压器的压力、水位在变化过程中存在明显的相互影响,控制上具有强烈的耦合性。相比于大型压水堆,小型压水堆稳压器体积较小,压力和水位之间的耦合作用更强,实现两者之间的解耦控制极具实用意义。本文基于神经网络逆系统的解耦方法,将稳压器的多变量控制系统转化成独立的单变量控制系统,消除压力控制和水位控制之间的耦合作用。     

堆芯稀释后一回路与稳压器浓度差分析

本文通过对海南昌江核电站的CNP600压水堆一回路进行重新分析,利用数学公式对一回路的稀释搅浑过程进行建模,通过计算机语言编程为所建数学模型提供计算支持,将得到数据与实测数据进行对比以及误差分析,实现在堆芯物理启动临界时精确预测堆芯稀释时间与堆芯硼浓度差的关系,在满足运行技术规范的前提下,达到提高堆芯物理启动临界的安全性并缩短试验时间的目的。     

改进型格架对堆芯最小DNBR的影响分析

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考,分析名义工况和典型事故工况下,采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。     

锆合金包壳脆化失效准则现状研究

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故.自20世纪60年代,Wilson和Barnes首次发现包壳高温氧化下的脆化失效以来,科研工作者进行了大量的脆化失效...     

核电厂严重事故下安全壳内消氢技术研究

福岛事故中氢气爆炸对全球核电厂安全提出了严峻挑战。因此,明确事故工况下的氢气来源,并及时采取合适的措施降低安全壳内氢气浓度对于核电厂安全至关重要。本文介绍了压水堆核电厂严重事故工况下氢气产生的机理,对目前采用的几种消氢装置如移动式氢复合器、点火器及非能动式氢复合器做了具体分析对比,阐明各自的运行特点,特别强调了非能动式氢气复合器的优点及运行注意事项,对核电厂的技术改造具有借鉴意义。     

模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,结合模块式小型压水堆的技术发展方向,对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究,提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标,可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。     

一回路冷态水压试验探讨

压水堆核电厂正常运行时一回路压力为15.4MPa,组成一回路压力边界的主要设备为压水反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等部件组成,通过一回路压力边界内的设备运行将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器,从而冷却堆芯,防止燃料元件烧毁,而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽。反应堆冷却剂系统组成的一回路压力边界内设备的正常运行对于保证反应堆稳定运行至关重要。正常运行时,反应堆冷却剂系统维持168吨温度为310℃、压力为15.4MPa的欠饱和水,这些冷却剂在主冷却剂泵的驱动下,循环流动,流经反应堆堆芯,带出裂变反应产生的热量,在蒸汽发生器中,将这些热量传递到二回路给水,产生蒸汽,驱动汽轮机发电。当一回路压力边界失效,将无法维持稳定的一回路压力,一回路压力下降,将使得温度为310℃的过冷水变为饱和水,从而产生大量的蒸汽,进入堆芯的冷却剂将变为汽液两相流或过热蒸汽,传热效果大大下降,同时产生大量的蒸汽,流经主冷却剂泵,将导致主冷却剂泵叶轮发生汽蚀,流量下降,进一步恶化的反应堆堆芯的冷却。堆芯核裂变或核燃料衰变产生的大量热量如果不能及时导出,将可能产生严重的后果甚至堆芯融化,从而造成重大的核安全事故。     

超设计基准事故下堆芯再淹没调研报告

堆芯再淹没是超设计基准事故下处理控制堆芯失效的重要手段。堆芯再淹没过程中,主要考虑三个方面的物理化学现象——换热、包壳的力学表现、锆的氧化。     

福清1号机组首次堆芯装料中子探测效率经验反馈

本文介绍了福清核电1#机组首次堆芯装料时,所用的两套中子监测系统:核仪表系统与临时中子探测器系统。简单阐述了堆芯中子探测系统原理,详细分析堆芯首次装料之前对两套中子监测系统所进行的工作状态检查,保证整个堆芯始终处于受控状态提出了处理此类问题的建议,给之后的2、3、4号机组堆芯装料起到一定的借鉴作用。     

全厂失电工况下移动电源供电应急母线分析与实践

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。     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

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。     

核电厂电气贯穿件密封性监测方法及分析

核电厂电气贯穿件是安装在安全壳上用于电缆穿越安全壳的专用电气设备,作为安全壳的一部分,构成反应堆第3道安全屏障,在反应堆正常运行和事故条件下(包括地震和失水事故),维持安全壳压力边界的完整性和用电设备的电气连续性,防止放射性物质外泄。因此,电气贯穿件是核电站安全稳定运行的重要保障之一,其密封性能直接关系到整个反应堆的安全性能。本文通过对电气贯穿件的密封性监测方法的介绍及分析,提出了优化建议,为今后电气贯穿件的密封性监测提供借鉴与参考。     

秦山二厂水压试验泵汽轮发电机组运行浅析

水压试验泵汽轮发电机组系统(LLS)为压水堆核电厂的重要组成部分,该系统能够保证在一个机组的两列配电盘LHA和LHB都不能供电的情况下(H3工况),LLS系统也可以为水压试验泵9RIS011PO提供380V应急电源,从而确保主泵轴封水的供应,保证反应堆冷却剂系统的完整性;在超设计基准事故情况下,该系统给机组运行所需要的仪表供电。本文简要介绍LLS系统的功能,组成部分,小汽轮发电机组工作原理及各种运行状态等。     

模块化小堆堆芯测量组件装卸方法及专用设备研究

本文介绍了模块化小堆堆内设备装卸的总体方案,对堆芯测量组件装卸的工艺方案,主要工艺参数制定考虑的因素进行了分析。对堆芯测量组件的专用装卸设备进行了详细的描述,并结合试验数据,对专用设备的主要参数及控制逻辑进行了分析。     

安全注入的停运分析

本文根据在CP600压水堆电厂发生安全注入事故的各种情况分析,对安注停运的风险和条件准则进行了系统的阐述,以期更好地对于安全注入事故进行响应,提高操作的执行能力。     

装卸料机运行精度科普与影响因素分析

装卸料机是压水堆核电站换料关键设备,其主要功能是实现堆芯与转运装置承载器之间燃料组件的转运功能,其运行精度直接影响到燃料组件操作安全。文章总结了装卸料机在安装调试及运行阶段的常见问题,分析了装卸料机定位精度、回转精度的影响因素,结合实际案例提出了装卸料机运行常见问题及预防措施,对装卸料机安装调试有较大的指导意义。