核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

德国联邦环境和核安全部责令布龙斯比特尔核电厂停堆检查

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】作为绿党成员的德国环境部长J黵genTrittin宣布,布龙斯比特尔核电厂的可靠性“出现问题”。因为该厂在2001年12月14日发生了一起封头喷淋冷却系统管道破裂事故,但直到2002年2月才将详细情况报告给联邦管理局。Trittin领导的联邦环境和核安全部(BMU)表示,他们是在今年2月18日首次了解到这起事故的情况,但作为国家管理机构的财政和能源部(MFE)却在2001年12月17日就已经获悉布龙斯比特尔核电厂的封头喷淋系统出现了泄漏。MFE对汉堡电力公司(HEW)关于这起事故的评价和看法不甚满意。在一个月的时间…     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

瑞典核反应堆停堆检查

[美联社瑞典2008年10月21日电]2008年10月21日,瑞典福什马克核电厂的1台核电机组停堆进行安检,这主要是因为此前在1台同类型机组的年度检修过程中,发现反应堆的几个控制棒出现了裂纹。     

美国将永久性地关闭一座老龄研究堆

【纽约时报新闻社1999年11月16日电】美国联邦政府的官员说,政府正打算永久性地关闭一座位于自1996年起已停运的布洛海文国家实验室的老龄核反应堆,当时发现该反应堆有放射性水渗漏入地面。能源部一官员说,能源部长BillRichardson将宣布关闭的这座堆是高通量中子束反应堆。该实验室的其余部分将继续开展科学研究工作。该反应堆已用了30多年,主要用于物理学、医学和生物学的基础研究。但它一直遭到附近居民、环境学家和政治家的强烈反对,因为官员们听说,在存放乏燃料的反应堆底下的容器正在泄漏氢的放射性同位素氚。但是,能源部官员强调说,…     

东京电力公司反应堆停堆安检

【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 日本东京电力公司(TEPCO)已关闭了它的第12座反应堆,作为到2003年4月中期关闭其全部17座反应堆进行安全检查的计划的一部分。直到获得地方有关当局批准后,该公司才可重新启动这些反应堆。 下一个计划于2月11日停堆的是福岛I-5。随后,柏崎·刈羽-5将于3月初停堆。柏崎·刈羽-7和福岛I-2将于3月底停堆。最后将于4月15日停堆的是福岛I-6。福岛II的4座反应堆目前已全部停堆。 由于维护数据作假丑闻,通用电气公司(GE)同意向TEPCO赔偿损失。GE的一位发言人称,该公司承认违反了它与TEPCO签定的维…     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。     

典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究

本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。     

核电站停堆工况 PSA 研究

停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是ＰＳＡ研究热点之一，已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆ＰＳＡ的进展情况，建议在我国开展停堆ＰＳＡ研究。     

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

小型堆硼化过程化学停堆能力分析

本文分析了小型堆在卡棒事故下通过化学停堆手段使反应堆安全停堆的条件,通过对不同工况下硼化过程需要的硼酸注入量和硼酸充注时间进行理论计算,对比分析了卡棒数量、硼酸注入浓度和充注流量等不同因素对硼酸注入量和充注时间的影响,所得结果表明化学停堆能力满足相关要求,为系统优化设计提出建议并为安全分析提供参考。     

日本要退役第一座反应堆

【美国核学会《核技术》2001年10月刊报道】 尽管在电厂停堆期间有不超过正常功率0.6 %的残余功率,但经历堆芯暴露和相应的燃料过热的概率风险与全功率运行时的大小差不多,尤其是在压水堆中回路运行(MLO)下。停堆期间的MLO工况指的是,反应堆冷却剂系统(RCS)的水位降到热管的中部,以准备检查和维修部件,例如蒸汽发生器U形管、反应堆冷却剂泵密封套或阀门。MLO其它特点包括:接近大气压力、液压成层,并且在水面上存在大量空气或氮气。如果假定余热排出(RHR)系统在MLO期间失效,那么RCS会在有限时间内达到饱和。如果操纵员未能及时采取…     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用

一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低     

多方法融合的反应堆紧急停堆子系统安全性分析

针对反应堆紧急停堆子系统,将故障模式影响分析（FMEA）、故障树分析（FTA）、系统理论的过程分析（STPA）3种独立的基本分析方法进行组合,形成仪表控制系统设计阶段的失效和故障基本项覆盖统计表格。STPA方法能够很好地弥补了FMEA和FTA方法的不足。同时,在仪控系统的设计阶段,STPA方法非常适合发现反应堆紧急停堆子系统涉及的软件类、系统交互以及通信类的故障和安全问题。      

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。