秦山320MW机组稳定功率运行反应性控制探讨

秦山320MW机组反应堆功率运行期间,反应性控制主要来自硼浓度的变化。从核安全的角度看,硼化是偏安全的,但是从核电站的经济效益,功率运行期间误硼化带来的就是降功率;少量的误稀释只会导致控制棒的下插,但是对于核安全却有不利的影响。文章对于误硼化稀释的可能性进行了分析,并对这些情况的预防措施及操作应对进行探讨,建议在实际运行中建立相应的规程来指导操纵员在误稀释或者误硼化之后响应,避免更大的瞬态。     

核反应堆反应性测量技术研究

反应性仪用于监测核电站反应堆物理启动、调试、临界运行等工况下的反应性状态,是确保反应堆安全运行的重要设备。本文介绍了一种基于逆动态理论的数字化反应性仪,主要由信号调理器和数据处理器两个部分构成。利用周期信号仪测试该反应性仪的反应性测量精度,并利用该设备在反应堆上开展动态刻棒试验测量控制棒的反应性微分价值。通过测试,该反应性仪能够满足反应堆反应性监测要求,可快速测量控制棒反应性价值,对于提升核电站安全性、可靠性、经济型具有重要价值。     

棒控系统内部故障报警分析

由于棒控系统直接关系到机组运行时反应堆正常的反应性控制和负荷跟踪,而且棒控系统的不正常工作直接影响核电站的安全稳定运行,严重的可导致保护动作,造成停堆等事故的发生。因此,本文论述了二厂一/二号机组棒控系统内部的相关报警产生的原因和对机组正常运行的影响,以及运行人员应做出的响应和处理方法。     

CP300机组启停堆期间反应性风险分析

在启停堆期间,由于堆芯释放的能量较少,若发生故障,通常有充分的时间来防止或缓解事故的发生,所以停堆期间的反应性安全通常得不到应有的重视。但在停堆时并非所有的安全系统均可使用;停堆时多半是手动操作,反应堆风险更多的转嫁到操纵人员身上,加之启停堆期需要配合做许多物理实验,需要特别注意可能会向堆芯引入反应性的操作和事故,需要对启停堆期间的安全风险有足够的认识。本文通过对启停堆期间反应性变化分析,着重讨论可能会发生威胁反应堆安全的事故,以提高操纵员对启停堆期间的反应性事件缓解和控制。     

田湾核电站液压阻尼监测系统

田湾核电站一期工程每台机组的反应堆管道和设备装有抗震液压阻尼器46个,它们用来在设备和管道受到地震和事故动载荷时,限制设备和管道的位移,液压阻尼监测系统实现了液压阻尼器的位移监测和备用油位的液位监测,用于在机组冷却、加热、正常运行和强度水压试验期间监测主管道、主泵、稳压器和蒸汽发生器的热位移,对其他核电站反应堆设备热位移的监测系统的设计具有一定的参考意义。     

基于AP1000核电厂的误稀释产生及应对分析

自从前苏联切尔诺贝利核电站事故之后,反应性事故研究成为核工业界瞩目的焦点。各国核安全当局要求重新审查安全分析报告中的所有反应性事故,以及核电站用来缓解反应性事故后果的相关安全系统、安全措施(包括事故规程)和堆芯的固有安全性。那些由于操纵员误操作、没有遵守规程或规程缺陷等设计和运行上的不当造成的意外硼稀释事件的潜在风险不容忽视。尤其令人忧虑的是该类事故在原先的安全设计中没有被考虑或重视程度不够,缺乏必要的软硬件上的安全防范措施。近年来,随着运行电厂多次出现误稀释事件,误稀释被各个电厂加以重视。本文基于AP1000核电机组,讨论误稀释的产生及应对分析。     

浅谈福清核电1号机组非核冲转

汽轮发电机组的首次冲转是核电站调试过程中一项具有里程碑性质的综合试验,它是利用反应堆冷却剂泵和稳压器电加热器的能量使主系统升温升压,由蒸发器内产生的蒸汽来冲转机组。由于非核冲转较核蒸汽冲转时间大为提前,所以可以较早的暴露和发现汽轮机在安装过程中存在的问题,从而保证汽轮发电机组正常并网发电以及运行安全。本文通过对福清核电1号机组非核冲转的过程和经验进行介绍,希望为后续机组提供一定的经验。     

硼回收系统运行分析

硼回收系统接收来自RCV和RPE系统的一回路含氢冷却剂,为反应堆冷却剂排水提供足够的贮存容积,为反应堆补水系统提供合格的除氧水和浓硼酸。本文主要介绍硼回收系统的功用、组成、正常运行及在运行期间存在的问题和改进的方法。     

汽轮发电机氢气冷却器漏氢故障原因分析及处理

国内某核电厂1号发电机在首次大修后,其中的两台氢气冷却器在日常运行期间均出现氢气泄漏的异常现象。在第二个循环大修停机期间,经现场检查分析,确认漏氢原因为氢气冷却器密封压条在安装期间打磨过多,造成橡胶密封压缩量不足所致。同时,通过现场试验明确了密封压条的安装尺寸标准,成功解决了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)发电机机组氢气冷却器在安装阶段遗留的缺陷,保证了机组的安全稳定运行。     

核电站控制棒组件(RCCA)肿胀机理分析

控制棒组件(Rod Cluster Control Assembly)简称RCCA,在正常运行时用于调节反应堆功率,在事故工况下快速引入负反应性,使反应堆紧急停堆,保证核安全。随着核电站运行周期的增加,RCCA长期处在高温、高放射性、往复机械运动的特殊工况下,金属材料热老化现象、RCCA与导向管的接触磨损工况,均会导致服役一定时间的控制棒组件产生磨损、肿胀裂纹等缺陷。本文主要论述了RCCA可能产生的缺陷及分析、RCCA肿胀机理、RCCA肿胀部位以及肿胀时间。