CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

秦山第三核电厂大修周期优化项目

秦山第三核电厂为CANDU堆,其大修周期优化项目在非标定类监督要求论证时主要参照加拿大CANDU堆核电厂的论证实践,总体上从执照基准文件的符合性审查、受大修周期优化影响设备运行历史评估、系统不可用度评价和监督试验历史评价4个方面来进行定量或定性分析论证,同时还具体借鉴了美国核电厂长燃料循环论证方法中的技术规格书监督要求修改论证的实践,对每个非标定类监督要求从6个方面进行论证总结。     

CSA N285.0-12 CANDU核电厂承压系统和组件的一般要求

(出版日期:2012年)本标准规定了一个CANDU核电厂在其使用寿期内对于承压系统、组件、及支承件的设计、采购、制造、安装、改造、维修、更换、试验、检查和检验及其他相关工作的技术要求。本标准适用于CANDU核电厂中所有承压系统,包括其构件和支承件。本标准适用于安全壳部件,但并不适用于混凝土安全壳结构。     

ATWS事故工况下的应急初始条件和应急行动水平在核电厂的应用

本文描述了在未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)事故工况下应急初始条件及应急行动水平在PWR核电厂和CANDU核电厂的应用,并对这两种类型核电厂在ATWS事故工况下相同应急初始条件的应急行动水平的不同进行了比较.     

秦山CANDU堆功率测量校正和控制改进

本文介绍了秦山三核CANDU6堆功率测量、控制设备的分区布置,论述了反应堆功率控制信号的计算校正和反应堆的区域功率控制,从CANDU6核功率控制设备、堆物理角度浅析其实现分区精细控制的机理,并阐述了为了提高反应堆功率控制系统可靠性和安全性而进行的主要设计改进     

CANDU9设计的演变

CANDU加压重水反应堆 (PWHR)作为世界上最成功的动力堆赢得了很好的声誉 ,自 196 2年以来加拿大就有 CANDU机组运行 ,而国外则从 1972年开始有该类型机组运行。在北美、南美、欧洲和亚洲均已建有 CANDU型机组。 CANDU型反应堆可安全、可靠、经济地运行。用天然铀作燃料、用重水冷却和慢化以及不停堆换料等特点体现了 CANDU方案的远见卓识 ,设计的独创性和非常可靠的发电能力。由加拿大原子能有限公司 (AECL)设计的 CANDU产品系列 ,包括众所周知的CANDU 6型 (70 0 MWe级 )动力堆以及更大的 CANDU 9型 (90 0 MWe级 )动力…     

CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究

我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型，为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要，开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON／DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。     

CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计

CANDU堆区域超功率保护(ROP)系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机构设置、现有相关报警等的审查,确定出4项重分组规则;设计安装监测轴向平均区域功率偏差的报警,将共计270个工况从ROP正常手柄位置对应的工况组移出。ROP工况重分组方案在秦山第3核电厂实施后,ROP运行裕量将恢复3%~5%,可显著提升机组运行的经济性和安全性。     

加拿大正设法占领世界核反应堆市场

[英国《国际核工程》1996年7月号第32页报道] 加拿大原子能有限公司(AECL)正在把注意力集中在提高CANDU型堆的经济性、安全性和核燃料循环灵活性上,以此来占据全球的核市场。 在CANDU 9型堆的开发中,保留了CANDU型堆的全部被证实的特点:不停堆换料;燃料循环灵活性;重水慢化剂;以及简单、低价的天然铀燃料棒束。此外,还不断地对CANDU型堆进行改进,以满足世界市场不断增长的需求。这些改进不仅用于先     

下一代CANDU堆

【英国核能学会《核能》2002年2月刊报道】 加拿大核学会学报上一篇关于下一代CANDU堆的文章简要说明了加拿大原子能有限公司(AECL)正在对CANDU系统可能的开发采用的方法,英国能源部门对此表示了浓厚的兴趣。 AECL一直在研究革新方案,目标是比现在CANDU 6的总投资减少40%。CANDU系统的优势在于不停堆换料、低压慢化剂和充当热阱的冷却剂分开,以及带经济燃料束设计的水平模块化燃料通道堆芯。 最后的设计和开发工作产生出600 MW CANDU概念堆,并有一些拟议的重大变化。其中一些变化是: 使用低富集铀(SEU)而不用天然铀。这种燃…     

秦山三期（重水堆）核电站的技术改进

秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府让迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。     

重水堆3H排放量控制值的建议

为了满足急需,根据重水堆核电站的实际释放资料,参照国际GB6249-86对压水堆流出物中放射性核素释放的控制水平,并考虑到干什么山厂址多堆型、多机组的特点,对可适用于秦山三期重水堆核电站的3H排放量控制值提出了建议,并对通用控制值可能的取值范围进行了讨论.     

秦山核电厂上充回路仿真优化分析

通过对秦山核电厂系统回路的仿真试验分析，指出了其化容系统上充回路现有的几种设计方案所存在的缺陷，并分析了其对核电厂运行的可能影响，同时给出了一个可供参考的优化方案。     

秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立

秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案是贯彻消防纵深防御思想 ,将消防设施、管理制度和人员责任行动有机结合 ,为火灾时人员的灭火行动提供了可迅速参照执行的指南。介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案的组成、作用和管理的现状     

重水堆技术优势及发展设想

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。     

秦山三期(重水堆)核电工程进度控制

描述了秦山三期 (重水堆 )核电工程进度控制的组织机构、计划体系和进度控制的要点。重点陈述了发生进度延误时的补救措施     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

关于电力系统故障树分析中两个问题的探讨

概率安全评价（PSA）方法中故障树分析法是一种评价系统可靠性的有效方法,通过对系统建模计算分析可以加深对系统设计的理解,以及帮助找出系统设计的薄弱环节,从而在条件允许的情况下针对性地进行相应的改进与调整,为提高核电厂整体的安全性提供思路。本文主要就秦山二期扩建项目以及方家山项目中关于电力系统故障树分析中遇到的两个问题进行比较分析,从定性和定量的角度进行对比,从而得出结论。     

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

人的认知可靠性模型分类及实验研究

通过秦山核电站操纵员的模拟机实验,讨论了人的认知可靠性模型的参数和分类的确定方法．给出了模拟机实验操纵员响应时数据的处理分析方法,确认了响应时影响分类的主要因素是规范化拟合标准偏差,它是威布尔分布拟合的隐含参数一应用本文的数据处理和分类方法对秦山模拟机实验数据进行分析,取得了秦山操纵员认知可靠性的参数,将结果与美国IAEA实验结果进行比较,得到了基本一致的结论。