CPY核电厂低温超压保护改进的研究

法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。     

百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。     

百万千瓦级压水堆核电站燃料棒制造工艺

对百万千瓦级压水堆核电站燃料棒的结构特点、技术特性进行了描述,并对该类型燃料棒的主要制造工艺包括电子束焊接、压力电阻焊接、燃料芯块装管等进行论述和分析,最后对该元件的国产化提出意见和建议。     

百万千瓦级压水堆核电厂核岛土建设计的厂址适应性分析

以我国现有的百万千瓦级压水堆核电厂为对象,应用有限元分析软件ANSYS,通过对各种载荷组合工况和楼层反应谱进行全面分析评估,揭示了现有设计的厂址适应能力,分析给出了现有设计厂址的核岛厂房土建设计和楼层反应谱的适应性等主要包络参数范围。分析结果表明,现有结构设计的厂址适应范围较为广泛,抗震设计的厂址适应范围稍微偏窄。     

压水堆核电厂超压分析探讨

本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施

硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃烧堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦参考核电站长燃耗堆芯采用的可燃毒物含量与堆芯燃料管理主要结果进行分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数据的进行了计算,给出了组件无了增殖因子随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。     

百万千瓦级压水堆堆芯氙稳定性分析

由于压水堆堆芯对于总功率振荡具有固有的稳定性,且控制和保护系统对堆芯总功率不稳定提供了保护,因此关于堆芯稳定性的讨论仅限于氙致功率空间振荡(即氙稳定性)以及对径向功率分布和轴向功率分布的影响。本文主要通过三维及一维程序进行多种氙瞬态构造,对轴向氙振荡及径向氙振荡进行分析,以验证百万千瓦级压水堆堆芯在氙振荡方面是固有稳定的或可被控制的。计算结果表明,该堆芯在径向氙振荡方面固有稳定,首循环在轴向振荡方面稳定性较平衡循环略差,但可通过堆芯控制系统进行控制,使堆芯处于一个安全状态,燃料设计限值不被突破。     

Evaluation of intentional depressurization strategy in Chinese 600 MWe PWR NPP

Intentional depressurization is one of the effective strategies in preventing high-pressure melt ejection (HPME) and direct containment heating (DCH), which is most feasible for the operating nuclear power plants (NPPs) in China. In order to evaluate this strategy of a Chinese 600 MWe PWR NPP, the plant model is built using SCDAP/RELAP5 code. ATWS, SBO, SGTR and SLOCA are selected as the base cases for analysis of intentional depressurization. The results show that opening safety valves of pressurizer manually when the core exit temperature exceeds 922 K can reduce the RCS pressure effectively and prevent the occurrence of HPME and DCH. Several uncertainties such as the operability of safety valves, ex-vessel failure and the transitory rise of RCS pressure are also analyzed subsequently. The results show that the opening of the safety valves can be initiated normally and that opening three safety valves is a more favorable strategy in the event of possible failure of one or more of the safety valves; the probability of ex-vessel failure is reduced after intentional depressurization is implemented; the transitory rising of reactor coolant system (RCS) pressure when the molten core materials relocate to the lower head of reactor pressure vessel (RPV) will not influence the effect of depressurization.     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器干燥器冷态试验研究

介绍了百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器(SG)干燥器水-空气冷态选型试验概况.冷态试验选定的最佳结构干燥器的分离元件采用双钩波形板,从干燥器的入口到出口波形板疏水沟宽度逐渐减小;干燥器入口安装非均匀开孔均气多孔板,孔径自下而上减小.试验表明,该干燥器具有很高的临界速度.     

AP1000核电建设成品保护管理

介绍了AP1000核电项目采用开顶法和模块化施工对已安装的物项成品保护造成的困难,以及建设实施过程中面临的主要问题,从管理体系和程序体系及采取的技术措施等方面,介绍了如何做好AP1000项目的成品保护工作。     

压水堆核电站主回路安装设计改进

分析了现有压水堆核电站主回路安装设计的特征,并提出相应改进方案,通过对现有技术和改进技术的对比,阐述了反应堆冷却剂系统主回路安装设计改进技术的优点,希望能对提高压水堆核电站主回路的安装及质量控制水平起到促进作用。     

压水堆核电厂的核清洁工作介绍

核清洁是保障核电厂安全、高效运行的基础。本文阐述了核清洁工作的技术要求、管理方法和实施步骤,并对未来的工作提出建议。     

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究

为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。     

CPR1000压水堆检修中的辐射防护管理

CPR1000压水堆实行专业化检修,辐射防护管理面临新的机遇和挑战。本文介绍了宁德核电站N101首次大修的辐射防护管理,并与大亚湾核电站(同类堆型)进行比较,指出不同之处,提出相应的管理改进建议。