秦山核电厂辅助给水系统可靠性分析

用故障树分析方法对秦山核电厂辅助给水系统的可靠性作了点估算,使该系统在LMFW工况下的功能需求不可用度,从原设计的1,4×10~(-3)降低到改进方案之三的6.1×10~(-5),达到可接受范围10~(-4)—10~(-5),并且找出了进一步提高其可靠性的途径。     

核电站辅助给水系统设计

介绍了３００ＭＷ核电站典型辅助给水系统的优化设计，提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求，就秦山核电产工程一期设计过程中辅助水系统设计的不足及改进内容进行了论述，对恰希玛项目辅助给水系统主要参数的选择进行了计算分析。     

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

秦山核电二期工程辅助给水系统的方案确定及其合理性分析

本文针对秦山核电二期工程的设计特点和核安全要求,对辅助给水系统的设计方案进行了深入的研究和分析,建立了完整的水力模型,确定了辅助给水系统的全新方案,并对方案进行了优化设计的可行性和合理性分析,详细说明了秦山二期辅助给水系统设计的独特性和先进性。     

核电站非能动辅助给水系统仿真研究

以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算分析全厂断电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力。计算结果表明：全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热。非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案。     

一条给水管线破裂后的辅助给水系统供水试验分析

本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m3/h,向2台完好蒸汽发生器(SG)中的每一台供应的给水流量不能低于45 m3/h。难点在于试验中不会有破口,无法直接得到仪表测量流量数据。于是建立模型,分析破口事故时辅助给水泵的运行工作点,通过正常供水试验数据拟合模型未知参数,最终根据工作点参数计算出破口与正常管线给水流量,综合分析得出破口时的给水数据,满足验收准则要求。     

辅助给水系统设计中的可靠性问题

在广泛调研了各种辅助给水系统设计的基础上,举例讨论了存在于现有系统设计中的不可靠之处和改进措施,并给出了保证系统可靠性的具体要求。     

GO-FLOW法在大亚湾核电站辅助给水系统可靠性分析中的应用

以大亚湾核电站辅助给水系统为研究对象,应用GO-FLOW法计算分析了该系统不同阶段的可靠性。根据系统原理图直接构建了系统GO-FLOW模型,利用GO-FLOW程序计算系统在不同时刻的可靠度。结果表明,GO-FLOW法是一种有效、直观、精确的可靠性分析方法,可以为核电站动态可靠性分析提供依据。     

应急给水系统流量偏离的系统解决方案

应急给水系统（EFS）作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。     

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。     

核电站辅助给水汽动泵大流量限制测量设计研究

通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该测量方案的可行性,测量方案完全能够满足核电站事故工况下系统的运行要求。     

压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究

以美国surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别持续1800s和3600s对事故的缓解效果.计算结果显示,辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程,大大推迟反应堆压力容器的失效时间,为操纵员恢复交流电源以及实施其它缓解措施赢得更多的时间.     

基于三维模型的核电厂4D大修信息化平台技术研究

核电厂大修是核电厂运维中的重要工作,由于核电厂属于复杂庞大的资产密集型企业,加上辐照影响和核安全性的要求,使得大修管理的难度较大。探讨研究了核电厂大修的特点、难点和痛点,论述了核电厂大修4D信息化平台技术的必要性和4D大修信息化平台的建立和应用的方法和步骤,并详细介绍了4D大修信息化平台技术在国内应用的案例和实用成效。4D大修信息化平台作为产品生命周期管理(PLM)系统的局部应用,可为核电厂大修提供标准化、可视化、模块化的专业维修管理服务。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。     

状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。     

基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。