CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

CPR1000核电机组乏燃料水池后备冷却方式设计研究

针对CPR1000核电机组反应堆水池和乏燃料水池冷却以及处理（PTR）系统在某些情况下存在失去设备冷却水的风险,从冷却水源单一的角度分析机组PTR系统存在的问题,结合PTR系统现有的设备,创新性设计出采用其他冷却水源的备用冷却方式。分析研究表明,该设计方案提高了持续冷却乏燃料水池的可靠性,为PTR系统冷却方式增加了多样性和冗余性。      

基于CPR1000+核电机组的异物查找及控制方法的分析

某CPR1000+型核电机组在执行试验期间,KIR(松动部件和振动监测系统)出现报警,经分析认为一回路存在异物,为保证机组安全,机组停运下行,历时4个月完成异物查找及设备修复。文章着眼于一回路及其辅助管线、设备的结构特征,提出较为全面的异物查找分析方法和预防措施,确保整个系统内部完整地实现异物查找及清除,促使机组重新启动。     

CPR1000型核电机组蒸汽发生器承压堵板装拆与辐射防护

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作, 具有较高的辐射风险。本文介绍了CPR1000型核电机组蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板的相关工作和在工作中如何通过辐射风险分析、优化人力安排、强化模拟培训、落实经验反馈等措施, 从而降低集体剂量的实践过程, 目的是总结经验, 为今后其他同类机组大修开展相同工作提供改进建议。     

CPR1000型核电机组厂房辐射监测系统

简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

CPR1000核电机组换料后再启动升功率策略优化研究

根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析,中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟,升功率过程至达到满功率后一般经历几十个小时后燃料棒就能达到参考状态,采用优化升功率速率可以将能力因子提升0.1%左右。      

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。     

EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题,结合机组安全分析、定期试验设计方法,提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验,分析了该定期试验存在的问题;基于本文提出的优化方法,提出了优化方案,并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

FMEA技术在CPR1000机组关键敏感设备维修优化中的应用

结合核电厂维修管理特点形成了简化的失效模式与影响分析即潜在失效模式及后果分析（FMEA）方法,对CPR1000多个机组的关键敏感设备管理（CCM）涉及的设备故障模式、故障影响和维修策略进行了分析,建立了关键敏感设备FMEA数据库。实践证明,该项工作的开展识别出了关键敏感设备未管理到的潜在停机停堆故障模式,发现了关键敏感设备技术文件存在的错误及不一致性,并复核了关键敏感设备清单的正确性和完整性,同时基于群厂运维大数据对众多关键敏感设备维修策略进行了系统性的优化,弥补了关键敏感设备的维修管理不足,减少了不必要的关键敏感设备维修资源投入,对关键敏感设备相关设备管理工作的互助开展,降低核电机组的非计划停机停堆风险有重要参考价值。      

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构,以反应堆保护机柜（RPC）为基础,分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化,结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的,通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配,可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计,提高核电厂的可靠性。     

CPR1000核电站机组负荷变化率算法研究

在CPR1000核电厂的工艺控制中,要求机组负荷变化率超过200 MW/min时,疏水阀打开的响应时间应在2~10 s以内,且需要抵抗1~2 s的扰动。在数字化仪控系统(DCS)中通常使用微分算法或周期迭代法根据实时及历史负荷值计算机组负荷变化率,但无法实现以上工艺要求。对这2种常用算法进行了仿真和分析,在此基础上提出一种优化的滑动平均值周期迭代法。该算法结合了滑动平均算法的抗扰特性以及周期迭代法计算变化率的功能,可满足该特定工艺的控制要求,已在CPR1000核电厂的DCS控制中获得应用。     

CPR1000反应堆冷却剂泵的安装与管理

对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议.     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究

随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价（PSA）的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故（LBLOCA）分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度（PCT）裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法（DRM）对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55 ℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35 ℃。     

CPR1000核电厂一级管道应力分析

核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.     

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。