压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

<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;     

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     

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。     

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。     

长燃料循环一回路水质跟踪与探讨

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...     

昌江核电主泵电机电气调试问题分析

主泵是核电厂主回路系统核心设备,用于驱动反应堆冷却剂通过堆芯,带走堆芯产生的热量;鉴于主泵的重要性,主泵电机的调试对于核电厂一回路水压试验这一节点至关重要。本文对海南昌江核电厂主泵电机在水压试验期间的电气调试内容进行了系统的汇总,归纳了调试期间发现的问题及处理方法,对今后同类型的大型电机调试具有极强的借鉴意义。     

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。     

堆芯中子学计算组件堆芯接口模型浅析

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。     

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。     

红沿河核电站调试启动期间的计划管理体系

<正>核电机组调试启动是将已安装好的系统设备逐步投入运行以验证性能,在反应堆临界后试验性的提升功率,最终考核机组整体运行水平是否达到设计要求,是否满足性能标准的过程。一台机组调试启动历经单系统试验、核冲洗和开盖冷试、冷试、热试准备、热试、装料准备、堆芯装料、临界前试验、首次临界和低功率试验、功率提升试验共10个阶段,涉及1700多个调试试验,其中间又安排了安装尾项、接产联检、遗留项清理、生产定期试验、运行程序生效、     

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。     

液体植酸酶的稳定性研究

此文研究了液体植酸酶在不同贮存温度下的酶活稳定性,以及不同稀释倍数和调节稀释后酶液的pH时液体棱酸酶的活性和物理性状的影响,同时探讨了液体植酸酶与液体木聚糖酶复配的稳定性能。试验结果表明：液体植酸酶在低温下贮存酶活稳定性较好;不同稀释倍数对液体植酸酶活性无明显影响,但稀释倍数较大显著影响？植酸酶溶液的物理性状;通过调节稀释后的植酸酶溶液的pH可以显著改善其物理性状。此外,与液体木聚糖酶复配无论是复配后酶液蛇活性还是其物理性状均具有很好盼稳定性。     

核电厂一回路主管道组对偏差事件的经验反馈

一回路主管道是核电厂的第二道安全屏障,其组对安装非常重要。本文通过对方家山核电工程2号机组主管道I环组对偏差事件的处理讨论和原因分析,进行经验反馈,以期对后续核电厂一回路主管道组对安装有一定的借鉴意义。     

630MW超临界机组无炉水循环泵启动方案的优化

为积极满足电网负荷需求,陕西大唐彬长发电有限责任公司630 MW超临界机组直流锅炉在炉水循环泵电机故障需返厂检修期间,进行了多次无炉水循环泵启动的实践,在对630MW超临界锅炉带炉水循环泵启动与不带炉水循环泵启动分析的基础上,通过在启动过程中协调控制锅炉给水的流量和温度、风量、燃料、冲转压力等参数以及后期对整个启动系统的分析改造,在保证机组安全的情况下已制定出较完善的630 MW超临界机组无炉水循环泵的启动方案。     

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。     

HFETR辐照三氧化钼靶件物理分析

本文对利用高通量工程试验堆(HFETR)的G10孔道批量辐照三氧化钼靶件进行物理分析,计算结果表明:在HFETR运行中三氧化钼靶件出入堆操作引入的反应性很小,在控制棒调节范围之内;三氧化钼靶件释热率仅为大约23k W,可由孔道外围一回路水顺利冷却。     

种公犬精液品质检查及处理

采集种公犬的精液后,应在最短的时间内进行稀释和保存.并在稀释前鉴别精液品质的优劣,以此作为新鲜精液稀释和保存的依据,同时也能确定种公犬的配种负担能力.为保证精液不受不良的物理、化学、生物因素的影响,对所采精液应规范合理地处理和保存.     

核电站一回路快速冷却降温方法的改进探讨

大亚湾核电站一回路氧化前的放射化学及氢含量指标达到前,一回路温度应保持在170℃以上;一旦指标达到要求后,一回路要以最大速率(28℃/h)冷却,不得中止,直到所能达到的最低温度(但不应低于10℃),即使在进行一回路氧化操作时也不要停止。本文就大修期间一回路快速冷却降温的方法进行了分析并提出了有效的改进建议。     

种公犬精液品质检查及处理

采集种公犬的精液后,应在最短的时间内进行稀释和保存。并在稀释前鉴别精液品质的优劣,以此作为新鲜精液稀释和保存的依据,同时也能确定种公犬的配种负担能力。为保证精液不受不良的物理、化学、生物因素的影响,对所采精液应规范合理地处理和保存。     

种公犬精液品质检查及处理

采集种公犬的精液后,应在最短的时间内进行稀释和保存。并在稀释前鉴别精液品质的优劣,以此作为新鲜精液稀释和保存的依据,同时也能确定种公犬的配种负担能力。为保证精液不受不良的物理、化学、生物因素的影响,对所采精液应规范合理地处理和保存。