“华龙一号”应急柴油发电机试验探讨

本文简要介绍了应急柴油发电机调试程序与IEEE 387—2017中的对应章节,并通过对海外“华龙一号”应急柴油发电机试验模式中止测试失败的详细分析,发现“华龙一号”应急柴油发电机不具备试验模式中止测试功能,因此应急柴油发电机定期试验只进行不并网的低功率试验,相比并网试验操作复杂,建议后续“华龙一号”应急柴油发电机增加并网时通过应急启动信号进行切换操作的逻辑,实现月度试验通过并网来实施,同时满足IEEE 387—2017的各项要求。     

"华龙一号"应急给水系统热工水力分析

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的"华龙一号"堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出"华龙一号"应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:"华龙一号"的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,"华龙一号"机组适用的孔板孔径为17.0～20.0mm;"华龙一号"机组适用的调节阀小档开度区间为30%～45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0～50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%～60%。     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破裂事故为例,进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明,SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力,事故判断和缓解措施有效、可靠,能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故,充分发挥了"华龙一号"安全系统设计优势,进一步提升了"华龙一号"的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系,可用于同类核电厂的事故应急规程开发,并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。     

“华龙一号”发电机整体气密试验方法分析

大型发电机的铁芯和绕组多采用氢气进行冷却,但是氢气与空气混合比达到5%～70%时可能会发生燃爆风险,因此在发电机正式投入运行前,需提前使用空气作为介质进行发电机整体气密试验,来检验发电机及相关系统的气密性。发电机整体气密试验一般在发电机本体及配套管道、设备安装完成后进行,这是对发电机及其配套管道系统的安装和制造质量进行的一次重要试验。发电机的良好的气密性直接影响到电厂运行的经济性、安全性。通过介绍“华龙一号”机组发电机安装完成后整体气密试验要求和方法,向发电机及配套管道系统、辅助设备内充入压缩空气,然后进行检漏、消漏等措施以使发电机及相关系统的气体泄漏量满足规范要求,希望能为后续同类型机组发电机整体气密试验提供借鉴和参考。     

CPR1000核电厂应急柴油发电机组试验方法研究

CPR1000核电厂设计时未配备专门的应急柴油机组试验负荷,而应急配电盘上也无足够的负荷.为了保证应急柴油机组试验不增加核电厂的大修时间,提出了增加移动试验负荷的解决方案.根据现有技术条件和CPR1000的设计,推荐采用干式负荷作为试验负荷,使用断路器作为与应急柴油发电机组的接口,并增加2个接线箱的方案作为与附加柴油发...     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

In order to compensate for the defects of event-oriented emergency procedure (EOP) and state-oriented emergency procedure (SOP), HPR1000 nuclear power technology takes the advantages of the two operation procedures. Considering probabilistic safety analysis (PSA), a new symptom based emergency operating procedures (SEOP) through a large number of operation analysis supporting calculations is established. As an example, the operator actions during steam line break accident guided by SEOP is studied and compared with EOP and SOP. The results show that SEOP can deal with the accident rapidly and directly and can defend multi-accidents. The accident identification and mitigation measures are reasonable and effective. It can make full use of HPR1000 active and passive safety systems to deal with accidents, give full play to the design advantages of the safety system, and enhance the safety level of HPR1000. The principle, methodology and technique of the development can be used in the procedure development for the similar plant and can be used as a reference to improve the procedures for nuclear power plants in service.     

华龙一号小幅功率提升研究

对华龙一号热功率精度进行了分析,计算了蒸汽发生器出口压力测量精度、给水温度测量精度和给水流量测量精度对华龙一号热功率精度的贡献度,通过定量化的数据证明了主给水流量测量精度对热功率计算精度的影响最大。基于目前孔板流量计精度低,长期使用精度劣化的问题,提出采用高精度（0.3%）的超声波流量计来测量主给水流量,计算结果表明,采用超声波流量计可以获得0.97%的功率提升。      

华龙一号操作干预水平研究北大核心CSCD

操作干预水平(OIL)的制定是核动力厂应急准备的重要内容。为使华龙一号核电机型符合国际核应急管理的先进规范,基于国际原子能机构(IAEA)最新的OIL分类和制定方法,采用华龙一号核电机型二级概率安全分析(PSA)严重事故源项,开展OIL的制定研究,分析IAEA OIL默认值对华龙一号的适用性。结果显示:华龙一号二级PSA事故在停堆前10天内的OIL2γ值低至60μSv/h,是IAEA默认值的3/5;其余OIL类别的计算值均能被IAEA默认值所包络。对华龙一号核电机型,建议停堆前10天的OIL2γ设定值不大于60μSv/h,OIL4γ设定值依据厂址放射性自然本底和监测仪表性质取1~4μSv/h,其余OIL可取为IAEA默认值。     

基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承釆用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承,本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面,均有大幅优化;可有效减少支承载荷,最大减少幅度约为24%;可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷,最大降低幅度约为28%。      

AP1000依托项目中压移动电源应用研究

福岛核事故后,世界各国对核电厂的安全十分关注,外部事件是否会引起核电厂大量放射性释放是关注的焦点.2012年,国家核安全局发布了《通用技术要求》,要求核电厂设置中压移动电源.针对AP1000依托项目非能动安全特性,选择中压移动电源为1E级蓄电池充电、需要时为正常余热排出系统(Normal Residual Heat R...     

华龙一号堆内构件流致振动试验研究

本项研究采用试验研究和理论分析相结合的方法对堆内构件流致振动进行了研究。根据流致振动试验的相似准则,完成了1:5试验模型设计,按照美国核管会RG1.20的要求进行试验研究及有限元分析计算。试验研究解决了传感器布置的多项技术难题,获得了大量、完整、可靠的试验数据。结合流致振动试验数据对堆内构件进行流致振动响应计算。最后利用试验和计算分析相结合的方法完成了堆内构件关键部件流致振动疲劳强度的评估。研究方法对后续的流致振动试验研究具有重要的参考价值。     

可编程控制器在“华龙一号”中的应用

文章通过对国产核电机组"华龙一号"外围厂房除盐水生产系工艺流程的描述,介绍了西门子S7-400系列PLC在"华龙一号"除盐水控制系统的设计原则、软硬件配置、系统组态方式方法等,阐述了一种可编程控制器在新建核电领域中的应用实例。相对于DCS(分散控制系统)大而广的控制特点,PLC将以其专业化、小型化等特点在核电控制领域独树一帜,推动核电控制领域技术发展。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。