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相似文献
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1.
《核动力工程》2017,(2):140-144
结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。  相似文献   

2.
中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组在发生类似于日本福岛的核事故而长时间丧失电源以及冷却水的情况下,其乏燃料水池由于长时间缺乏应急冷却功能,乏燃料的安全性无法得到保障。从核安全纵深防御的角度出发,结合福岛核事故经验,依托确定论分析方法,确定了CPR1000核电机组乏燃料水池的事故工况组合,并给出了这些事故工况下的应对策略,提出适用的乏燃料水池补水、监测、排蒸汽等工艺改进方案,从而提高CPR1000核电机组乏燃料水池相关工艺系统的安全性和可靠性。  相似文献   

3.
《核动力工程》2017,(3):77-80
重点分析RCC-M和RSE-M规范的无损检验要求,梳理出中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)制造无损检验与役前检查要求的差异项。对差异项开展分析研究,从检验范围、扫查方向、记录水平、显示尺寸测量和评价标准等方面提出针对性的技术改进方案,尽可能解决由于制造和役前检查技术差异而产生检验结果不一致的工程问题。  相似文献   

4.
EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较   总被引:1,自引:0,他引:1  
简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。  相似文献   

5.
简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。  相似文献   

6.
提出以设备分级为主导的预防性维修(PM)大纲优化技术理念与导向,给出了C/S/E/R各级设备PM大纲优化技术路线和优化案例,并在2018~2020年陆续应用于多台中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组PM大纲精益化专项中,完善补强了关键重要设备PM大纲,削减了过度维修,使得维修资源得到合理配置。截至2020年底16台CPR1000机组PM大纲当量总量值下降超过20%,PM维修费用节约保守估计超过5000万元。实践证明,运用基于设备分级的PM大纲优化技术不仅能够确保关键重要设备的可靠性维修水平,还能有效降低核电机组运维成本,可作为其他核电厂PM大纲优化参考。  相似文献   

7.
基于M310核电机组多年RCM应用实践,结合现场应用需求提出了改进型RCM技术(RtCM),对RCM技术流程进行了改进和创新,增加了定量化分析和维修模板的应用,在CPR1000核电机组中得到广泛推广。实践证明,RtCM技术应用优势和成效显著,能够快速、高效的完成设备维修策略的制定和优化,实现了分析资源的合理配置和降本增效,对其他核电企业维修优化亦有借鉴价值。  相似文献   

8.
吴广君  李龙 《核安全》2023,(2):24-28
事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。  相似文献   

9.
根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析,中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟,升功率过程至达到满功率后一般经历几十个小时后燃料棒就能达到参考状态,采用优化升功率速率可以将能力因子提升0.1%左右。   相似文献   

10.
CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。  相似文献   

11.
针对中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组安全系统定期试验存在的问题,结合机组安全分析、定期试验设计方法,提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统(RRA)未隔离且反应堆冷却剂系统高压(RRA 504KA)]定期试验,分析了该定期试验存在的问题;基于本文提出的优化方法,提出了优化方案,并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。   相似文献   

12.
介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统(DCS)的总体结构,以反应堆保护机柜(RPC)为基础,分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变(ATWS)系统误发停堆信号的原因进行分析及优化,结果表明:对DCS机柜失电分析的研究是必要的,通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配,可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计,提高核电厂的可靠性。  相似文献   

13.
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.  相似文献   

14.
对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议.  相似文献   

15.
核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.  相似文献   

16.
随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(LBLOCA)分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度(PCT)裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法(DRM)对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55 ℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35 ℃。  相似文献   

17.
某CPR1000+型核电机组在执行试验期间,KIR(松动部件和振动监测系统)出现报警,经分析认为一回路存在异物,为保证机组安全,机组停运下行,历时4个月完成异物查找及设备修复。文章着眼于一回路及其辅助管线、设备的结构特征,提出较为全面的异物查找分析方法和预防措施,确保整个系统内部完整地实现异物查找及清除,促使机组重新启动。  相似文献   

18.
针对目前CPR1000机组两种典型首循环堆芯装载方案(含硼玻璃或含钆)的长期低功率运行(ELPO)能力分别进行分析论证。结果表明,在增加适当的运行限制情况下,两种典型首循环堆芯装载方案进行ELPO均是可行的。  相似文献   

19.
文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵(主泵)电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。  相似文献   

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