AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制

本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因,以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点,以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度,并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比,分析了AP1000在氢气控制方面的优越性,并对该系统设备的运行提出了建议,可以做为国内新建电厂的设计借鉴。     

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。     

AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制

在核电厂发生事故情况下,锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气,可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸,形成较大的压力载荷,对安全壳的完整性构成极大威胁。AP1000具有专设的安全壳氢气控制系统可限制安全壳内大气中的氢气浓度。     

AP1000设备冷却水系统缓蚀剂和pH控制剂的应用研究

本文通过对当前核电厂设备冷却水系统常用的几种缓蚀剂以及pH控制剂的比较分析,结合AP1000闭式冷却水系统(CCS)材料和运行要求,选择了适合AP1000 CCS的缓蚀剂和pH控制剂,为CCS的缓蚀剂和pH控制剂的选择和使用提供指导。     

AP1000核电厂发电机冷却方式设计特点分析

本文比较详细地介绍了AP1000核电站发电机采用的冷却方式,包括冷却介质的选择,具体的冷却部位和内部通风流道的布置。此外,也介绍了AP1000核电站如何控制发电机冷却介质的参数以及氢气泄漏控制。     

AP1000机组放射性气载流出物相关处理系统及环境影响分析

在核电厂正常运行期间,会产生一定的放射性气载流出物,因此有必要对放射性气载流出物进行处理,确保最终释放到环境中的总量及浓度满足国家标准和废物最小化的要求,以保护公众和环境。本文简要对核电厂放射性气载流出物的来源及处理方法进行介绍,重点就AP1000核电机组放射性气载流出物处理的相关系统进行介绍,并就放射性气载流出物对环境的影响进行分析。     

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。     

浅析秦山第二核电厂事故情况下安全壳消氢

在轻水堆核电厂严重事故进程中,锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气,并通过反应堆冷却剂系统压力边界或压力容器破口释放到安全壳中。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时,则可能发生燃烧,甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高,从而对安全壳的完整性构成威胁,放射性裂变产物因此可能释放到环境中,造成严重后果。为了减小事故状态下氢气的威胁,目前国际上通常采用氢气复合器或氢气点火器等装置来降低氢气浓度。本文通过分析秦山二厂在事故状态下的氢气浓度变化,指出其在该领域的现状以及存在问题,并提出一些可行性建议,对核电厂的技术改造具有一定的借鉴意义。     

AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。     

核电站数字化仪控系统改造分析

相比于传统的模拟技术,数字化技术在核电站仪控系统安全稳定地运行中具有很大的优越性。本文描述了数字化仪控系统的主要特点,分析了EPR与AP1000数字化仪控系统的不同,介绍了当前二代核电机组进行数字化仪控改造的内容和组织管理,给核电厂仪控从业人员提供了参考。