核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。     

有关核电厂主给水系统设计的探讨

介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。     

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。     

某核电厂主给水调节阀在满功率运行时开度持续增大问题研究

某核电厂机组在满功率稳定运行期间,主给水调节阀的开度持续增大,如果该趋势不能控制,机组存在降功率或更严重的风险.经故障分析及现场解体检查,最终确定主给水调节阀的开度持续增大是由于阀笼堵塞导致.本文通过结合该阀阀笼特点,分析出导致阀笼堵塞的原因,根据现场实际制定出处理方法,为主给水调节阀的调试和运行以及给水系统的异物控制...     

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。     

核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入.为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范.本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备...     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

核电厂安全壳扫气回路投运时间的论证分析

近年来,部分核电厂出现了安全壳内惰性气体含量上升及氧气含量下降的现象,气体浓度超出了人员进入安全壳内工作的国家标准,人员无法进入安全壳内开展工作导致核电机组大修延期,给核电厂带来一定的经济损失。在这种情况下,核电厂通过投运安全壳内大气监测系统扫气回路对安全壳内气体进行吹扫,降低安全壳内惰性气体含量或提升氧含量,以满足人员进入安全壳内工作的国家标准。针对大气监测系统扫气回路投运后对安全壳内惰性气体、氧气浓度变化以及对核电厂第三道屏蔽的影响,本文采用一维解析模型及概率论安全影响分析的方法进行论述,并给出大气监测系统扫气回路投运时间的合理化建议。     

主给水泵滤网压差高问题分析及设计改进

本文通过对福清核电1号机组商运期间主给水压力级泵入口滤网压差高(均值高于报警值)问题进行分析,发现滤网的通流面积不足和截面出水能力低于行业标准是主要原因。通过对滤网的形状和结构进行改进,相同流量下滤网压差值最大下降57%,改进效果明显,满足设计要求。该滤网的设计改进经验,对后续机组处理类似问题具有借鉴意义。     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

主给水旁路调节阀供水能力不足问题原因分析和处理

某核电厂1号机组执行役前调试试验过程中,出现主给水流量控制系统旁路调节阀供水能力不足问题.文章结合给水流量控制原理以及实际阀门特性分析了供水能力不足的根本原因,提出了分段修改函数控制器参数的改进方法.最终试验表明该方法有效解决了阀门供水流量不足问题,使得给水流量满足蒸汽发生器二次侧的需求.     

核电厂主给水系统调试

主给水系统向蒸汽发生器提供合适温度、流量的水,以确保蒸汽发生器稳定运行。文章对海阳核电主给水系统流程、特点进行了简介,对主给水泵润滑油系统冲洗、主给水系统水压试验及系统冲洗进行了说明,重点对主给水系统调试过程出现的问题进行了经验反馈,对后续机组的系统调试工作具有一定的借鉴意义。     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

核电厂先进主控制室功能分析和功能分配

根据先进压水堆研究关键课题－先进主控制室的设计研究,阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求,重点论述了功能分析与分配的内容、作用、重要性与必要性。探讨了在核电厂先进主控制室的设计中贯彻执行这些要求的措施及进行设计验证的方法。     

核电厂主蒸汽隔离阀研制难点分析

以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。      

状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。