核电厂安全壳泄漏率异常高分析与处理

安全壳作为核电厂的第三道屏障,也作为最后一道屏障,在核电厂安全上有着重要的意义,因此压水堆技术规格书对安全壳的要求也非常严格,特别是对安全壳泄漏率的要求,但安全壳涉及与外的接口又特别多。本文从方家山2号机组安全壳压力的异常变化分析安全壳各泄漏的可能性,利用排除法最终确定泄漏点。并利用分析安全壳压力的细微变化,快速定位泄漏部位。     

核电厂安全壳泄漏率数据增大的分析及处理

以国内某核电厂3号机组运行实例为基础,论述了核电厂安全壳泄漏率数据增大时的数据分析过程,处理建议以及处理效果。发现安全壳泄漏率在线监测系统数据出现增大趋势后,首先尽快对数据增大的真实性进行确认,然后提出有效的处理建议,并对处理效果进行验证。处理建议实施后结果表明,安全壳泄漏率数据快速降低到极小值,避免了增大至报警值的风险,安全壳泄漏率安全可控。     

某国产核电厂安全壳隔离阀内漏分析及改进

本文分析介绍了某国产核电厂核岛安全壳通风系统安全壳隔离阀的功能、结构,对起阀门密封作用的各零部件做了详细的介绍,结合出现的阀门内漏故障,分析阀门内漏原因、处理方式,并介绍改进措施。     

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。     

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。     

方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解

本文分析方家山核电厂在严重事故下,安全壳内氢气的产生来源、浓度分布,以及安全壳内氢气缓解系统的布置与工作效果,能否满足核电厂安全壳完整性要求,并符合国际和国内相关法规要求,论证方家山核电厂安全壳内氢气缓解系统的有效性。     

某核电厂1EAS014VB与安全壳墙体干涉缺陷处理浅析

2015年4月,WANO世界核电运营者协会对某核电厂进行PSUR同行评估。在现场检查过程中发现1EAS014VB与安全壳的护墙发生干涉,甚至有直接接触,对此提出质疑。本文从该阀门的功能入手,对故障现象、失效影响、可能造成的后果做了深入分析,在此基础上制定了切实可行的故障缺陷改造方案,并在现场对故障缺陷进行了成功处理,最终彻底的解决了1EAS014VB与安全壳墙体干涉缺陷问题,为后续的核电工程设计、安装、以及移交接产检查等工作提供指导和建议。     

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。     

安全壳地坑过滤器简介及各类型过滤器优劣分析

安全壳地坑作为LOCA事故下再循环阶段的长期水源,用于堆芯的冷却,而地坑过滤器作为地坑最重要设备,对核电厂安全生产有着重要的意义。本文对各类新型过滤器结构及优缺点进行了简介,并结合国内外新型过滤器的发展和应用,深入分析了方家山地坑过滤的结构,同时将该类型过滤器的优点和缺点进行详细阐述。     

浅析发电厂阀门外泄漏及带压堵漏方法的技术要点

发电厂为我国的经济建设和人们的生活、学习提供了充足的电力支持,使人们的生活更加的方便、快捷。但是,发电厂的建设和运行并不是一帆风顺的,时常会有各种泄漏情况的发生,这就影响了发电厂的正常运行,严重时还有可能危及人身安全。因此要做好发电厂泄漏情况的处理工作,保障人们的生命健康和正常的生产、生活。     

浅谈缩短核电站安全壳打压试验时间的可行性

在核电站10年大修期间需要实施安全壳打压试验以验证安全壳满足设计各项要求,由于试验项目的特殊性,其工期占用大修关键路径时间较长,如缩短试验工期将能大大提高机组的经济性。本文设想使用成熟的新技术改进安全壳打压试验,缩短试验时间。     

AP1000核电站钢制安全壳防锈蚀措施浅析

本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过程提出了一定的应对措施,如采用特定的防护材料及适当的防护等,从而达到控制工期及造价的目的。     

方家山核电厂堆外通量测量电离室刻度试验数据处理分析

堆外通量测量电离室刻度试验是方家山核电厂定期物理实验之一,该试验利用KME热功率测量和堆内中子通量图测量的结果进行RPN系数刻度,使RPN系统能够准确地反映出反应堆的实际功率水平和堆内轴向功率偏差的情况。方家山使用ETALONG程序对该试验数据进行处理获得KU、KL、α系数,由于该软件为封闭式,无法获得其内部计算方法,本论文利用堆内外校刻的原理对75%FP试验数据进行处理,并与软件处理结果进行对比,以验证该方法的可用性。     

方家山核电厂完全丧失热阱时的运行

针对方家山核电厂在RRA未接入时失去重要厂用水的事故,本文阐述了操作员在该事故下所应该进行的退防操作,并初步计算分析了用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路反冷设备冷却水系统的有效性。结果表明:对于方家山核电厂,即使在最恶劣的情况下只要操纵员能在8.6分钟内投入EAS热交换器以及安全壳喷淋泵的试验回路反冷设备冷却水并且同时采取在RRI回路减少负荷的措施,即可利用PTR水箱中的热惯性,延缓RRI失效的时间,给恢复热阱争取更多的时间,减轻事故后果。     

嵌线压槽工艺的分析研究

电机嵌线压槽时,为对线圈进行整形,需使用专用打板强力敲打线圈,槽绝缘及线圈外包绝缘会造成损伤质量隐患以及对铁心等部件造成损伤,从而严重威胁电机正常运行。通过对压槽工艺方案的改进,设计专用压槽工装以提升压槽效果,达到提高产品质量,降低劳动强度,杜绝安全隐患,降低槽楔报废率。     

风速对测压试验结果的影响分析

本文从理论分析和实际结果数据两方面出发,通过误差分析的手段,对不同风速下对测压结果的影响进行了详尽的分析阐述。     

一种民用飞机货舱泄压装置的设计分析

民用飞机货舱快速泄压装置是对飞机增压舱发生突然泄压情况下的一种安全保障,其能够防止飞机上不同密闭区域之间产生过大的压差,避免结构损坏。本文通过对一种柔性结构泄压装置进行有限元分析,探索泄压装置在不同安装预紧力下打开的临界压力值,从而为货舱泄压装置的设计提供参考。     

民用飞机蓄压器供压刹车浅析

本文介绍了ERJ190、A320、B737飞机液压能源系统失效情况下的刹车设计特点,比较分析了某民机蓄压器供压时应急刹车和正常刹车的工作特性,给出了飞行员操作建议,供其它民机刹车研制参考。