汽轮机停机事故DAS保护信号研究

本文介绍核电厂多样性保护系统(DAS)事故分析验证的原则和方法 ,并针对汽轮机停机事故叠加安全级仪控平台软件共模故障,研究分析DAS保护信号设计。计算结果表明如果停机后主给水终止,ATWT缓解系统能够保护反应堆安全。在DAS中增加"SG水位高高"主给水隔离信号,能够避免蒸汽发生器满溢,有效提高核电厂安全性。     

秦山核电厂主系统快速响应温度计改进及实践

主环路铂电阻和旁路铂电阻温度计是一回路的承压边界,主环路温度信号送主系统低温超压保护和事故后仪表,旁路温度信号送反应堆保护系统、反应堆功率调节系统、稳压器液位控制系统,属于电站的关键设备。本文详细阐述了温度计改进的相关实践工作,为其他核电厂开展类似项目提供参考借鉴。     

反应堆压力容器事故排气系统设计与分析研究

事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解。本文详细描述了事故排气系统的设计要求和设计方案,并利用流体分析软件flowmaster对系统设计方案进行了分析,确定了系统设计参数。     

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。     

秦山二期过程控制系统功能设计

过程控制系统(KRG)是秦山第二核电厂重要信号处理单元,对反应堆控制和保护起重要作用。本文从系统功能设计角度出发,介绍了KRG系统保护机柜和控制机柜的功能实现、系统的电源配置、系统的回路搭建设计以及系统应急供电功能设计。     

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。     

核电群堆模式下机组间互供电策略分析

福岛事故后,机组在应对超设计基准事故如SBO事件等紧急工况时的供电配置,受到了国内外核电领域的关注。通过对某核电厂供电系统配置的分析,提出了可行的互供电改进方案,由安全机组向失电机组的互供电,来保证对反应堆安全需要的应急负荷进行供电。     

压水堆核电厂反应堆首次临界试验

<正>反应堆启动前,必须按照核安全法规HAF0304《核电厂调试程序》中规定的调试试验项目,对电厂系统如反应性控制棒的功能、保护系统的功能和临测装置的功能等进行试验和检查,使其满足核安全的要求。并按照物理试验质量和安全计划中的相关要求,完成启动试验前的准备工作。1启动试验目的和内容反应堆启动是指将反应堆从次临界状态启动到临界状态,暨达到自持链式裂变反应的过程。堆芯首次临界物理试验的目的是在堆芯装     

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。     

自然循环部分冷却驱动压头丧失下的环路流量特性研究

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。     

压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。     

高位排气系统排放容量要求及主要影响因素分析

在三哩岛事故中,反应堆冷却剂系统内氢气气泡的产生并积聚在压力容器顶部位置阻碍了冷却剂流动,从而影响了堆芯的冷却效果。为消除事故过程中大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体对机组安全造成的重大威胁,电站需要设置压力容器顶部的事故排气系统,在事故中通过此系统将大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体排出。对于高位排气系统,其排放不可凝气体的容量受多种因素的影响,文章将对此系统排放容量的要求及其因素进行分析。     

核电厂安全壳外小管道破裂事故的放射性后果分析

安全壳外含有一次冷却剂的小管道破损事故是同反应堆冷却剂系统相连接并贯穿安全壳的小管道(例如取样管)破裂引起的。为了满足该类事故后剂量验收准则,需分析相应的破口流量和源项以及发现破口的时间。本文以福清核电厂为例,分析计算了涉及安全壳外含一次冷却剂的核取样系统管道破口流量和源项,并验证是否符合剂量验收准则。     

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。     

核电厂主控室可居留性评价相关研究问题综述

为了增加核电厂对事故工况下反应堆的控制能力,缓解事故造成的影响,主控室在设计、建造、运行的过程中需要对可居留性进行充分评价。本文结合目前我国主控室可居留性评价中遇到的一些问题,从精细流场模拟、非过滤泄漏评估、事故新风量敏感性分析及非放射性事故的可居留性评价等方面,对主控室可居留性评价的相关研究内容进行了阐述并提出了初步研究思路,以进一步指导主控室可居留系统的设计优化,增强主控室在事故工况下的可居留性。     

浅析三门核电厂设备冷却水系统运行失效和处理措施

三门核电是全球首座三代核电技术AP1000核电厂,与传统成熟的压水堆核电厂技术最大不同是安全系统使用了"非能动"技术。设备冷却水系统(CCS)虽然不是安全相关,但作为纵深防御系统能够在事故情况下协助"非能动系统"更快更好地缓解和终止事故。在正常运行和停堆换料期间,CCS运行也是保证电厂发电或余热导出的关键环节。所以核电厂操纵员必须熟练掌握CCS系统运行,包括失效现象及处理措施,保证电厂安全运行。     

AP1000一回路泄漏监测及响应

一回路发生泄漏时,会引起反应堆各种参数的变化,操纵员可以通过监测这些非预期的参数变化,在触发反应堆保护系统动作前发现泄漏,并找到泄漏位置及时做出正确响应,防止事故进一步扩大化,将一回路泄漏事故的影响降至最低,进而保证核电站的经济型和安全性。     

应急柴油发电机组的运行

<正>0前言对于反应堆,余热的排出是涉及电厂安全的一个重要内容。应急柴油机的设置可以保证在失去厂外电情况下反应堆的安全停运,余热可以正常带出,经由RRI传递至环境。应急柴油机可以保证在事故情况下专设安全系统的可靠性,即使失去外电源,安全系统仍然可以由柴油机供电发挥设计功能。我厂应急柴油发电机挂在6k V中压系统上,分为A/B两列(LHP/Q),从启动信号、控制电源、厂房布置到启动后带载负荷,均完全独     

由福岛核事故看中国核电

2011年3月11日,日本福岛核电厂由于地震和海啸发生严重事故,导致放射性泄露,造成了公众恐慌。对日本核电事故成因进行了分析,就国内核电厂与福岛核电厂设计理念、预防和缓解事故能力的不同进行了说明。最终认为国内核电厂由于厂址条件不同以及设计的先进性,能保证运行安全,发生类似福岛事故的可能性极低。     

核电站用离子感烟火灾探测器设计

贯彻落实安全第一的方针是核电站运行管理所必须的;为了预防核事故的发生,限制可能产生的危害,必须采取充分的措施保证质量,保障核电站的正常运行。核电厂保障核安全的重要一项就是消防安全,通过分析核电发展史可以看出,核电厂火灾与核事故在一定条件下是可以相互转化的,尤其是在较为严重事故条件下。因而火灾被当作重要的外部和内部共模事故来考虑。美国有关部门的火灾概率安全分析(PSA分析)表明:火灾对核电厂总的堆芯损坏频率的作用可能高达55%,而总火灾频率(平均)达0.28次/堆年,比核事故的设计基准事故频率高得多。财产损失方面,国际核电保险集团的统计数据表明:若按保险索赔计算,火灾造成的财产损失占到核电厂总财产损失的80%-90%。核电消防安全中最核心的部分,为火灾自动报警系统。自动报警系统的系统的最基础部分为火灾探测器,核电站广泛使用的离子火灾感烟探测器对系统稳定运行可靠尤为重要。