某核电厂蒸汽发生器水室内松脱事件诊断

某核电厂在热态性能试验（简称热试）期间出现蒸汽发生器松脱部件报警事件,为探究松脱部件报警原因以及评估设备损害程度,需对松脱部件进行及时确认。通过建立松脱部件诊断分析模型,对松脱事件发生时的原始数据进行详细分析,估计了松脱信号的传播速度、松脱部件质量和能量,最后评估了此次松脱报警事件的危害性。结果表明,蒸汽发生器内存在的松脱部件为游动的金属部件,该部件是反应堆内部结构脱落部件,其撞击频率为8700~9300 Hz,碰撞加速度峰值范围为3g~90g,松脱信号传播群速度为3200~3300 m/s,估计松脱部件质量约0.1 kg,撞击能量为0.45~0.89 J;质量和能量诊断结果与实际符合较好,表明本文提出的质量和能量估计方法是有效的。      

秦山核电厂松动部件监测系统典型误报警事件分析和处理

松动部件监测系统（LPMS）是核电厂监测一回路中是否有松脱件的基本安全工具,误报警是困扰松动部件监测的一个最重要的问题。为了甄别误报警事件,分析了秦山核电厂运行过程中的典型报警事件数据和工况信息,确认主泵启停过程中的报警、雷雨天气触发的报警、堆顶风机切换触发的报警、主系统在升温升压过程的报警为误报警,并针对这几类典型的误报警给出了解决方案。      

田湾核电厂1号机组主泵松脱部件报警事件诊断分析

对田湾核电厂松脱部件监测系统(LPMS)监测到的1号机组的松脱部件报警事件信号进行诊断分析.诊断认为引发这些的报警信号的事件发生在4号主泵附近,是由于4号主泵或其附近有松动件或动静摩擦导致的,不是脱落件.根据分析结果和检修建议,在田湾核电厂1号机组第1次大修(T101)期间,对4号主泵进行检查并对压力容器底部进行目视检...     

松脱部件检测系统在核电站的应用研究

主要研究核电站松脱部件检测系统(LPMS)在出现报警后,如何辨别报警原因系误报警还是出现真实松脱部件,对核电站的安全性和经济效益有重要意义。归纳了引起LPMS报警的原因,提出了确定报警原因的分析方法,总结出了海南核电LPMS报警原因分析步骤;还通过分析国内某核电站报警事件典型处理过程,提出了LPMS系统应用相关的管理建议;对核电站建立、完善LPMS报警分析机制有一定参考意义。     

田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。     

田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。     

反应堆安全壳内放射性水平趋势预测分析

在核电机组正常运行或机组出现异常事件(或事故)工况下,利用机组的运行数据,预测核电厂安全壳内放射性惰性气体水平的变化趋势,并借助在线监测数据给予验证。目的是在核电机组发出异常事件(或事故)时,提供必要的决策数据和机组状态发展趋势,及时制定应急响应措施。本文结合国内某核电机组的实际运行数据,简单总结了核电厂安全壳内放射性惰性气体水平趋势的预测方法。     

主给水泵切换试验中一起运行事件的经验反馈

对国内某核电厂发生的主给水泵切换试验中两列高压加热器解列和核功率上升的运行事件进行了分析和总结,并结合国内核电厂在相关问题上的一些良好实践,提出了针对本事件的经验反馈。     

核电厂事件编码体系对比研究

编码是事件经验反馈与信息交流的基础,我国运行核电厂事件编码使用的是国家能源行业标准《核电厂事件编码》(NB/T20020-2010).随着我国核电的迅猛发展以及福岛核事故后核电主管部门和监管部门的管理力度不断增加,当前使用的运行核电厂事件编码已经不能完全满足事件交流及我国核电主管部门和监管部门的需求.本文通过将《核电厂...     

大亚湾和岭澳核电厂先兆事件分析

本文采用先兆事件分析方法对大亚湾和岭澳核电厂的执照运行事件（LOE）和内部运行事件（IOE）进行定性分析、筛选和定量评价后,确定出对核电厂核安全影响较大的事件--先兆事件（ASP）;并对核电厂ASP 进行统计、分类及趋势分析,以便有效地支持核电厂的核安全管理。     

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

对某核电厂主给水丧失手动停堆后操纵员人因失误的根本原因分析

某AP1000型核电厂在主给水丧失手动停堆后S信号自动触发,在恢复机组状态期间操纵员人因失误多次导致安全系统动作,并出现了堆芯出口过冷度低于0℃的情况。本文运用事件原因因素图(ECF)和因果分析法对该事件进行了根本原因分析。通过梳理事件序列,确定了事件发展过程中的失效点,通过对各失效点的深入分析,得出事件的根本原因为营运单位对工作计划或过程的有效性监督不够和应急运行规程不完善,并提出针对性的改进建议。     

应用ECF图对控制棒驱动机构电源全部丧失导致反应堆自动停堆事件分析

国内某核电厂发生了控制棒驱动机构电源全部丧失导致反应堆自动停堆运行事件,为系统分析导致事件发生的原因,本文运用事件原因因素(ECF)图分析法对其进行了事件调查和原因分析。通过梳理事件序列,确定了事件发展过程中的失效点,通过对各失效点深入分析,确定了事件发生的促成原因和根本原因。发生该事件的根本原因是:隔离经理不了解触碰3RAM601JA可能导致停堆的风险,执行了程序规定以外的动作,在操作过程中未对操作进行自检或采取其他防人因失误方法,工作技能不足;电厂相关人员核安全文化存在缺陷,将尽快恢复电厂运行置于优先位置,主动违反了SOP程序规定。     

应急柴油机充气冷却水系统典型故障的处理

以福清核电应急柴油发电机组为研究对象,结合国内某运行核电厂应急柴油发电机组的相关检修经验,通过分析应急柴油发电机组充气冷却水系统压力波动过大、最低压力低于限值的典型故障事例,阐述了运行中出现故障的各种可能原因,介绍了排查方法。通过对典型故障处理过程的论述,为今后同类事件提供了借鉴和思路。     

小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。     

核电厂控制区出入监测系统联网改进

以某核电厂的改造项目为例,在现役运行核电厂控制区出入监测系统的基础上,对现场运行设备进行联网改造并增加相应的集中控制管理软件,增设视频采集模块采集测量沾污人员的面部信息,实现对现场设备状态的实时监控及设备报警后的人员响应,提高现场辐射安全管控能力。为核电厂控制区出入监测系统及类似系统的联网升级优化提供参考。     

核电厂周围液态有毒化学品类外部人为事件危险源评价方法研究

核电厂附近如果存在有毒化学品类潜在危险源,可能会对核电厂的安全构成严重威胁,因此在核电厂外部人为事件影响分析评价时必须评估其是否会对核电厂安全构成潜在影响。对于核电厂周围液态有毒化学品类潜在危险源,可采用筛选距离值的方法进行初步筛查。对于无法筛查掉的危险源,由于相关的核安全法规和导则中未给出针对有毒化学品类潜在危险源的具体评价方法,通过对国内外相关标准和文献的分析研究,提出了一套有毒液体危险化学品对核电厂影响的评价方法:首先采用适当的事故泄漏模型计算出泄漏量和蒸发量,再采用适当的扩散模型计算出到达核电厂处的浓度,最后通过与毒性浓度限值比较,判断是否会对核电厂安全构成潜在危险。本文提出的分析和评价方法可为核电厂周围有毒化学品类外部人为事件潜在危险源的影响评价提供参考。     

核电厂丧失厂外电源事件下柴油发电机系统动态响应分析

将系统可靠性分析方法GO法与Markov法相结合,对核电厂概率安全分析(PSA)中厂外电源丧失(LOOP)后柴油发电机应急响应系统在24h内缓解全厂断电(SBO)事件中的动态过程进行分析,解决了维修相关存在下可修系统可靠性精确计算问题,并通过创建GO法“备用门”操作符真实地模拟应急响应系统工作的逻辑关系.通过将2种可靠性分析方法相结合使用的尝试,使之与柴油发电机应急响应系统存在维修相关的实际情况相适应,拓展了2种方法的分析领域,同时能够更为精确地得出SBO对系统安全运行的影响.     

车辆γ监测系统测量下限优化设计

车辆γ监测系统广泛布置于核电厂、海关、钢厂及安保场所出入口,用于监测出入车辆是否携带放射性物质或受到放射性沾染。将3套车辆γ监测系统进行组合设置,车辆通过时γ监测系统报警信号与报警信号产生的时序逻辑顺序进行复合判断。应用车辆γ监测通道组合设置及修改报警阈值,能有效地降低车辆γ监测系统的测量下限。     

核电厂内部水淹概率风险分析

福岛核事故后,外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视,而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害,可能导致核电厂发生严重事故,通常无法通过外部事件筛选分析筛除,需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大量研究的基础上,探讨了发生水淹对核电厂设计和运行的影响,提出了内部水淹风险的贡献项。结果表明：电气厂房和设备冷却水系统分别是对内部水淹导致的堆芯损坏频率贡献最大的厂房和水淹源,需在相关区域适当增加水淹防护措施并加强水淹探测及报警能力。