某三代核电站电气厂房冷冻水系统功能与布置设计

为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系统功能。通过对设备和管道布置的功能性、可靠性、可操作性和经济性等布置原则的分析,完成了系统设备和管道的布置,为核电站的安全运行提供可靠的保障。     

核岛电气厂房空调冷冻水系统及其冷水机组设计准则的引用及分析

介绍了国内压水堆2代加核电厂核岛电气厂房空调冷冻水系统( DEL)及DEL冷水机组的安全分级,通过对其涉及的系统设计及设备建造准则的分析,提出了现行DEL及DEL冷水机组安全分级存在的问题,同时介绍了现行民用核安全设备监督管理条例相关条款的操作性不足,并给出了改进的建议.     

核电厂风冷机组和冷冻水循环泵供电可靠性研究

通过对M310核电机组电气厂房冷冻水系统的风冷机组控制系统及供电方式和冷冻水循环泵供电方式的分析,结合福清核电1~4号机组调试和运行期间风冷机组的运行经验反馈,提出了风冷机组和冷冻水循环泵现有的供电方式的不足之处,并给出了改进建议。通过对改进前后的运行方式和安全可靠性进行深入分析探讨,改进后的供电方式可使冷冻水循环泵和风冷机组具有更高的安全可靠性。     

“华龙一号”堆型电气厂房冷冻水系统分析及改进

“华龙一号”是我国自主研发的三代核电机组,为降低严重堆芯损坏事件概率（CDF）和每堆年发生大量放射性物质释放事件概率（LRF）,提升核电厂安全水平,“华龙一号”堆型采取了诸多创新性的改进,电气厂房冷冻水系统就在为安全注入系统设置多样化热阱上做了尝试,由此也带来新的问题。文章基于特殊性分析和具体工作实践,对电气厂房冷冻水系统针对性提出若干建议,助力于系统可靠性提升。     

某核电厂安全级DCS网络结构分析与改进研究

基于ACPR1000核电机组仪控系统故障导致机组降级运行的设计基准事故,提出5类特定共因故障,并根据连接鲁棒性指标总结出安全级集散控制系统（DCS）环网节点布置改进的方法,将存在共因故障的网络节点制作出共因故障表,按照共因故障概率关系进行相邻排序并布置环网结构,以提高网络连接鲁棒性指标。采用该方法对核电厂安全级DCS网络布置进行调整,提升了该网络结构的健壮性,对核电机组运行的安全性和可靠性具有重要贡献。      

百万千瓦核电站安全阀校验改造研究

针对核电站某些系统或设备难以隔离导致安全阀无法定期校验或有效期超期,或因安全阀校验引发昂贵或废气介质排空、吹扫而造成资源浪费、环境污染及工作量大等共性问题,该文依据相关标准和规范,提出了三种可实施性改造方案,并对三种方案的适应性和优缺点进行了讨论与分析。经对福清核电站电气厂房冷冻水系统(DEL)、核岛冷冻水系统(DEG)、压缩空气生产系统(SAP)等系统安全阀分类别改造后,系统和设备的安全性、可靠性、经济效益以及社会效益得到显著提高,该改造经验已成功应用到“华龙一号”机组。     

大温差冷冻水系统在核电厂中的应用研究

文章从运行能耗、核电厂核岛厂房布置及初投资三方面分析核岛厂房内空调冷冻水系统采用大温差设计的意义。在理论分析的基础上,通过公式推导计算,探讨大温差冷冻水系统相对于常规冷冻水系统在运行节能方面的优势。结合低温送风技术分析大温差技术对降低核电厂空调系统的初投资和改善核岛厂房布置的重要意义。     

基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。      

AP1000常规岛厂房的核岛系统接口管理研究

AP1000核电机组将14个核岛系统的设备和管道布置在常规岛厂房,近半数的设计接口交换与这14个核岛系统相关,该独特的布置设计和设计分工给接口管理带来了不同于其他核电厂的特点.文章分析了14个核岛系统的复杂接口关系和接口管理模式,剖析了接口管理中的难点,并提出了优化管理流程和提高接口响应速度的方法,为AP1000后续机组及其他复杂合同模式项目的项目管理提供了借鉴.     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。     

蒸汽发生器主给水管道不同位置断裂后设备冷却水系统泵厂房漫流特性分析

核电厂蒸汽发生器主给水管道横跨设备冷却水系统（CCS）泵厂房,其中布置有柴油机、泵等重要设备。在CCS泵厂房发生蒸汽发生器主给水管道双端破裂事故工况下,需保证布置在CCS泵厂房内的CCS泵组不会因为水淹而造成失效,因此,需要对该漫流特性进行评价分析。已有研究大多关注管道破裂后流体高速喷射行为,而较少研究喷射流体在CCS泵厂房中漫流积淀情况,同时由于设备冷却水系统泵厂房空间尺寸巨大、结构复杂,很难开展原型尺寸实验研究。因此分别对破管位置位于CCS泵厂房5.334 m层空间和CCS泵厂房11墙与近核岛侧防甩墙之间的压力隔间两类事故场景分别进行三维数值计算。模拟结果表明：在蒸汽发生器双端断裂触发跳泵事故下,泄放水流量在11 s内即迅速下降,破口位置处于5.334 m层空间和压力隔间两类条件下均不会淹没CCS泵防水台,不影响CCS泵的正常运行。破口位于5.334 m层空间位置时设计预留开孔能有效排出漫流的泄放水;破口位于压力隔间内时设计的钢格栅也能有效排出漫流的泄放水。本研究为CCS泵厂房空间设备冷却水系统泵厂房防水淹策略优化设计提供重要数值参考。     

核电厂继发丧失厂外电源事件风险研究

继发丧失厂外电源事件是一类特殊的核电厂始发事件，核电机组如位于较小规模的电网中，其自身的事故紧急停堆将有可能引起所在电网失稳，从而带来事故叠加外电网丧失的风险。因此当核电机组处于典型的“大机小网”系统时，核电厂继发丧失厂外电源风险不可忽视。本文采用概率安全分析方法，探讨了继发丧失厂外电源的风险，对比了不同反应堆型、不同联网模式下继发丧失厂外电源导致的功率工况内部事件堆芯损坏频率，并给出了核电厂在运行和管理方面的建议。     

CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进

结合中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电厂工程实际,从提升安全壳过滤排放系统(EUF)在严重事故后的可用性,以及提高核电机组的安全可靠性两方面进行研究,提出CPR1000核电厂EUF系统设计改进方案,分析总结EUF系统改进要点。通过新增一套系统及改进系统的布置方式,增强系统运行的独立性以及提升系统抗震性能。同时分析系统设计改进造成的影响并提出相应对策。     

EPR核电机组反应堆保护系统数据库升级自动化研究及应用

三代欧洲压水堆(EPR)核电机组反应堆保护系统结构复杂,在数据库全面升级过程中需保证所有功能图代码写入到对应的中央处理器(CPU)存储器中,且不能出现任何异常。即使在大修中,EPR机组对RPR系统也有诸多运行技术规范限制,导致无法同时对多个设备进行离线维修。本文通过分析EPR核电机组RPR系统的特点,提出了在数据库全面升级过程中切实可行的风险控制措施,形成了数据库升级的标准化风险控制方案,并根据RPR系统的特点编写软件,实现RPR系统数据库升级自动化,可供其他核电厂安全级分布式控制系统(DCS)数据库升级研究借鉴。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

AP1000核电机组辐射控制区出入口设计改进

介绍了AP1000核电机组辐射控制区出入口的组成、功能和主要设备,分析了设计方案存在的问题,结合我国已运行核电机组管理经验,提出AP1000核电机组辐射控制区出入口布置的改进方案。     

CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组在发生类似于日本福岛的核事故而长时间丧失电源以及冷却水的情况下,其乏燃料水池由于长时间缺乏应急冷却功能,乏燃料的安全性无法得到保障。从核安全纵深防御的角度出发,结合福岛核事故经验,依托确定论分析方法,确定了CPR1000核电机组乏燃料水池的事故工况组合,并给出了这些事故工况下的应对策略,提出适用的乏燃料水池补水、监测、排蒸汽等工艺改进方案,从而提高CPR1000核电机组乏燃料水池相关工艺系统的安全性和可靠性。     

地下核电厂核岛总体布置研究

地下核电厂厂房以丘陵地区中等规模山体地形为基础,采用阶地平埋型式对核岛厂房进行总体布置设计。采用将核岛地下厂房布置在"L"型洞室中和将核岛地面厂房布置在山体边坡外侧的布置方案,在此基础上进行地下厂房设备运输及人员通道、管道及电气电缆连接通道,以及地面核岛厂房的总体布置概念设计。对常规地面核岛厂房置于地下后所产生的影响进行分析,认为地下核电厂核岛厂房布置方案合理可行。     

压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究

压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。