核电厂中压厂用电中性点不接地系统对地电容电流的研究

在国内外标准中,不接地厂用电系统对地电容电流的限值数值为≤10 A。标准中限制电容电流是为了加快电弧熄灭,降低电弧过电压的持续时间,而并不是防止电弧的产生。电弧过电压的危害与过电压的倍数、发生频率和持续的时间有关。当系统设备存在绝缘薄弱点时,电弧过电压可能导致电气设备中绝缘薄弱点击穿,造成多点短路事故。电缆接头、附件以及电动机的绕组都是绝缘薄弱点。设置消弧线圈可中和系统的电容性接地电流,达到快速消弧的目的;使用浇注母线可显著降低输电线路的对地电容电流值,对设备更安全。     

2×600MW核电厂超基准事故及其处理规程研究

本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析．并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论．     

福岛第一核电厂事故源项估算及方法比较

本文参考日本福岛第一核电厂的部分资料,利用美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》（NUREG-1465）以及国际原子能机构发布的《为轻水堆设计估算参考源项所提供的简化方法》（IAEA-TECDOC-1127）两份技术文件中的假设条件,分别计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。同时通过对堆芯积存量、抑压水池净化...     

美国核武器事故处理法规－《核武器事故危害、预防措施和抢险办法》

一、总则本文将提供关于安全措施、可能的健康危害及核武器事故现场适用的抢险办法的非保密性资料。(一)背景由于运输核武器的设备和方法的设计极端谨慎,从未有因疏忽或大意而发生核爆炸之记录。本办法和运输设备是以科学知识、安全工程原则以及野外实验结果为基础的。     

核电厂调试问题设计分析及处理

核电厂调试是核电工程建设的重要阶段,通过调试验证设计、设备制造、安装的正确性,发现并处理问题,保证核电机组按总体性能要求运行。就核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述,以辅助给水系统(ASG)为例介绍主要调试内容,并利用Flowmaster系统设计分析仿真软件对除氧器流量超出设计基准案例进行分析,解决调试过程中发现的问题。     

一起放射源遭破坏的辐射事故及处理

介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。     

核电厂二级PSA释放类划分及代表性事故序列选取研究

国内AP1000、EPR、华龙一号等核电工程项目已将二级概率安全分析（PSA）源项用于应急输入,但二级PSA释放类的划分以及各释放类代表性事故序列的选取尚无明确可操作的方法,需要进一步开展研究。对比研究国内先进核电厂二级PSA释放类划分和代表性事故序列选取情况,以国内某三代先进压水堆核电厂为例,在同一释放类中根据频率和后果选取4个不同的严重事故序列开展源项计算。结果表明,同一释放类4个不同事故序列的源项结果差别较大,建议释放类划分以应用为导向,根据分析目的进行迭代,对同一释放类应选取多个事故序列进行对比分析,以论证释放类划分的合理性和事故序列的代表性。      

核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展

本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故 (LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了 LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保 LOCA 下包壳完整性的基本思想和安全准则.通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金...     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

核电厂废液处理系统净化塔分离模型及试验研究

分析净化塔试验装置对不易挥发性放射物质的分离水平,并在专门设计的净化塔试验装置上进行试验。结果显示:净化塔试验结果与理论分析计算结果一致,确认了理论分析所采用的计算方法和模型的合理性。运用该理论计算模型对核电厂废液处理系统(TEU)中的蒸发装置进行分析。分析结果表明:核电厂采用3块筛板及丝网除沫器的设置合理,可以实现核电厂的运行要求且安全裕度较高。     

核电厂仪控系统误动作事故分析

为全面评价核电厂仪控系统误动作事故,提出基于简化分析的方法,该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并,得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况,并根据保守的分析假设和准则,针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明,核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护,事故后果满足验收准则,并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。      

Analysis and Management of Accidents at Shutdown Conditionof Nuclear Power Plant

ThegeneralconcernforthesafetyanalysisofPWRpowerplantismainlyonthestudyofthetransientsandaccidentsatpoweroperation,butthesafetyissureofplantatshutdownconditionisseldomstudied.Inrecentyears,severalaccidentsareoccurredwhenthePWRpowerplantisoperatedatshutdown…     

AP1000核电站主泵的电气系统分析

AP1000核电站在提高安全系数的基础上,充分利用大量的非能动技术,取消了应急柴油发电机等核级能动设备,减少了操作员的干预动作,降低了人因因素的影响。使用尽可能少的系统和设备,使得布置简化;采用了维修周期更长甚至免检修的先进设备,减少系统及设备之间的接口,提高了核电厂自身应对各种严重事故或自然灾害的安全响应能力。其中主泵系统由于它的重要性和特殊性,也是技术引进的重点项目;文章通过对主泵的作用和电气系统原理分析,阐述了电气设备的配置及特殊结构。     

核电厂辅助电加热锅炉电极套管故障原因及其处置

介绍了秦山第二核电厂2台高压射流式(HVJ)电极型蒸汽电加热锅炉的结构、原理,分析了辅助电加热锅炉自投入运行以来发生的套管故障的原因,对辅助电加热锅炉故障套管的更换、检修提出了改进建议.     

大亚湾核电站的电气系统

本文介绍了大亚湾核电站的各电气系统,其中包括发电机回路、中压和低压厂用电系统、超高压变电站和安全电源的接线的组成和设计原则,各电气设备的选型和容量的选择原则,核电站电气系统与一般电站的不同之处。     

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。     

核电厂模拟机的培训服务软件CI系统

培训服务软件 CI 系统是模拟机培训的重要工具。本文介绍的 CI 系统功能及软件结构,对模拟机的研制和发展具有参考价值。     

核电数字化控制系统安全综述

核电站控制系统的数字化和联网化,在提高控制性能、方便操作维护的同时,也带来新的安全漏洞。特别是通用的协议、软件和设备正逐步取代原有的专用系统,这导致系统安全漏洞更容易被利用。而控制系统与现实世界直接相互作用,一旦出现安全问题,将威胁人身健康和环境安全,破坏关键基础设施,甚至危及国家安全。通过详细评述近年来数起与核电相关的控制系统安全事件,总结归纳控制系统安全的重要意义和难点问题。结合现有的研究成果,分析展望了有学术价值的研究方向。     

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析,认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果,并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。      

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。