安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。     

核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证

介绍VVER-1000型核电厂声学泄漏监测系统的设计基准和功能,给出判断泄漏过程、确定泄漏量和泄漏位置的系统算法。建立主回路声模型结构图,计算得到环路背景噪声分布,并和实际机组上的试验结果进行对比。建立管道模型的试验台架,并对管道模型进行了试验验证。根据试验数据得到用于计算泄漏量大小和泄漏位置的相关系数。通过核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证,为开发田湾核电厂1、2号机组在线的核电厂声学泄漏监测系统奠定了基础。      

核电站运行期间SAR612VA逆止阀内漏的影响及解决方案的探讨

本文介绍了核电站运行期间核岛RX厂房内的仪用压缩空气SAR003BA贮气罐进口逆止阀SAR612VA密封不严出现内漏时,对机组安全运行及安全壳泄漏监测系统带来的影响。并针对这一现象在不影响机组正常运行的情况下,寻求其解决方案。     

测量压水堆核电站一回路水泄漏的^13N监测系统

本文描述了监测压水堆核电站－回路水泄漏率的＾１３Ｎ监测系统的工作原理，系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。     

田湾核电站3号机组物理启动专用测量系统特性分析与调试研究

田湾核电站3号机组物理启动专用测量系统为俄供设备,作为反应堆状态监测的重要系统,主要用于反应堆物理启动阶段的数据采集与分析。本文介绍了系统的组成、工作原理、技术特点及系统调试相关试验等,对系统调试试验的准备及实施进行了分析;调试试验结果表明系统各项性能指标符合技术要求,可用于3号机组启动物理试验。     

蒸汽发生器泄漏率监测

基于主蒸汽管道中＾１６Ｎ核素监测的蒸汽发生器泄漏率监测方法,目前已成为蒸汽发生器泄漏监测的主导方法。本文主要介绍了蒸汽发生器泄漏率的监测原理、蒸汽发生器泄漏率与＾１６Ｎγ计数率的换算关系以及实际应用中存在的问题,并简要介绍了秦山和大亚湾核电站年用该类监测系统的主要特性。     

压力管道孔隙泄漏率计算研究

开展压力管道泄漏监测系统的研制需要在不锈钢管上制作各种尺寸的孔隙,以得到不同的泄漏率,从而建立泄漏定量模型.为此,本文在己知泄漏率的情况下,对不同泄漏率下的不锈钢管道的穿透孔隙尺寸开展计算研究,获取"泄漏率—孔径"关系曲线,为泄漏监测系统的研发提供理论支撑,指导试验件的加工.本文采用了基于CFD方法,针对高温高压(15...     

核电站蒸汽发生器降质预防和在役检查

介绍了法国核电站蒸汽发生器在运行初期所发生的传热管降质现象,重点论述了大亚湾核电站１ 号机组蒸汽发生器对降质预防所采取的措施和在役检查,包括二回路水化学监控、泄漏率监测、传热管涡流检验、二次侧的机械清洗、清洁度检查和外来物取出等。实践证明,采取了上述降质预防措施和在役检查,对核电站的安全运行起到了重要作用     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

测定核电站RCPB泄漏率的~(18)F监测方法

本文对压水堆核电站反应堆冷却剂承压边界(RCPB)泄漏监测的重要性和常用的几种放射性监测方法进行叙述,对这几种监测方法的优缺点进行了比较。重点介绍了一种测定压水堆核电站RCPB泄漏率的~(18)F(氟-18)放射性微尘监测新方法,并对其基本监测原理进行说明。详细阐述了~(18)F微尘监测系统的结构组成、系统设计要求及计算假定条件等内容,同时还对~(18)F微尘监测系统泄漏率探测限进行计算,给出了系统的主要性能指标。     

蒸汽发生器泄漏率监测仪修复经验总结

目前压水堆核电站使用辐射监测仪对主蒸汽管道中的N-16核素浓度进行连续监测,由于蒸汽发生器泄漏监测仪长期工作在高温高湿环境下,普遍存在故障率偏高的问题,影响到了核电站相关系统的正常运行。从6台SGLM201型蒸汽发生器泄漏率监测仪的故障诊断、故障原因分析、修复技术研究等方面入手,分析了总γ计数异常闪发故障、稳峰异常故障...     

EPR机组再生式热交换器的调试及现场监督

介绍了EPR机组再生式热交换器RCV6220EX的特点和作用,结合热交换器的特点、电厂技术规格书和法规导则要求,对调试中出现的泄漏问题进行了分析和讨论,对维修和改造情况提出了关注要点。RCV6220EX直接参与一回路水装量的平衡调节,其泄漏将直接导致一回路泄漏率增加,影响机组的正常运行。RCV6220EX发生两次泄漏后,非定量泄漏率增加,一回路总泄漏率增加,电厂采取了临时封堵及结构改造的方法进行处理。结合法规要求,指出监管要求和主要关注重点。     

压水堆核电厂二回路放射性污染控制要求研究

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模型和假设的二回路系统水质控制要求,确定蒸汽发生器传热管处泄漏率设计基准,并分析蒸汽发生器泄漏监测和蒸汽发生器排污系统的设计要求。     

冷却剂泄漏监测系统在核电厂的应用

为应用LBB准则,法规要求需至少设置3种不同的、多样的独立的方法来监测系统管道冷却剂的泄漏,并对泄漏监测系统的灵敏度提出了具体的要求。除常规的辐射、地坑液位等泄漏监测外,田湾核电站设计、安装了两套不同原理的额外在线泄漏监测系统,包括声音泄漏监测系统和湿度泄漏监测系统。介绍了这两种泄漏监测系统的布置、主要传感器结构及参数性能,描述了其监测的灵敏度,并介绍了核电站技术规格书中对这两种泄漏监测系统的要求和出现泄漏后的响应行动。     

设备冷却水系统放射性异常的响应分析

对于具有中间冷却系统的核电厂,当发生热交换器破损导致冷却剂泄漏时,需要及时判明放射性升高原因,采取有效措施控制和消除故障。文章通过回顾大亚湾核电站D2REN002RF热交换器泄漏和D1REN004RF传热管泄漏两次设备冷却水核岛热交换器泄漏的处理过程,分析具体故障原因和相应故障现象,并依据设备冷却水系统放射性的监测及行动要求,可归纳总结出设备冷却水系统放射性异常时的通用响应措施,并在故障原因确认和机组状态控制以及各阶段行动方面给出具体建议步骤,在其他具有中间冷却系统的核电站再次发生此类事件时可据此快速查找及隔离故障热交换器,以控制故障发展,减小热交换器泄漏事件后果。     

AP1000核电厂局部泄漏率试验废树脂转运通道贯穿件疏水方法

AP1000核电厂安全壳局部泄漏率试验前需要对化学与容积控制系统中的废树脂转运通道贯穿件进行疏水和吹扫。该管线在机组运行时具有高放射性且在最低处没有设计疏水阀,无法使用常规方法疏水,给管线疏水造成困难。本文基于某核电厂1号机组实践,分析比较几种疏水方法的优劣,并最终确定了先依靠重力疏水,再使用虹吸泵吸水,最后使用压缩空气吹干的方法,安全有效地解决该贯穿件的疏水难题,确保了局部泄漏率试验顺利执行。     

核电厂主蒸汽16N监测用于蒸汽发生器泄漏率测量的研究

文章介绍了CPR1000、AP1000和EPR核电厂广泛采用的法国新型16N监测设备的组成和技术特点,通过实例描述了16N探测器可用性放射源检查试验.对16N监测的量化计算方法进行了分析和研究,根据国内外已有研究成果,推导出了量化计算公式.介绍了红沿河核电站某机组的蒸汽发生器泄漏率16N监测计算系数和应用实例.     

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界（RCPB）完整性,也是破前漏（LBB）技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。      

核电厂RNS止回阀役前试验不合格问题分析和应对措施研究

海阳核电厂的正常余热排出系统(RNS)与一回路冷却剂系统(RCS)的反应堆压力容器直接注入管线(DVI)相连接。在RNS与DVI之间串联两个型式不同的止回阀作为一回路的压力边界,RNS止回阀分为A、B两列,分别为旋启式止回阀V017和截止止回阀V015。RNS止回阀需要定期验证阀门的泄漏和动作性能满足要求。RNS止回阀如果在机组运行期间发生泄漏将会导致一回路压力边界泄漏。在1号机组热态功能试验期间,多次执行RNS止回阀泄漏试验,始终存在泄漏率超标问题。本文主要通过对RNS止回阀在热试期间的四次试验数据进行分析,提出解决RNS止回阀泄漏不合格问题的措施,希望能为此类阀门的在役试验管理工作提供借鉴。