CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

余热排出系统冷却丧失事故

压水堆核电厂在更换燃料和对反应堆冷却剂系统进行维修和检查的冷态停堆期间需要降低反应堆冷却剂系统的水位,并在某一段时间内降低到迥路管道内。在反应堆冷却剂系统迥路部分充满运行期间,余热排出系统冷却丧失事故是很可能发生的,并且可能严重影响反应堆安全。本文简要介绍了目前对此事故的研究成果及对我国关于开展此问题的研究提一些建议。     

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。     

EPR机组反应堆厂房空气污染评估

为评估EPR机组功率运行和停堆期间反应堆厂房的空气污染水平,本文介绍了空气污染评估方法,并建立了H-3的空气浓度估算模型;估算了功率运行期间和停堆期间反应堆厂房设备间和工作间的空气污染水平。评估结果显示,在停堆期间,反应堆厂房空气污染的主要核素是H-3,大约为0.07 DAC,其导致的大修集体剂量可以达到56人·mSv。     

水冷聚变堆主回路活化产物源项计算分析

水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。     

在冷却剂流量降低时高温气冷堆仍然安全

【日本原子能研究所网站新闻2003年10月21日报道】 目前,日本原子能研究所正在利用高温工程试验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆的固有安全性。即,即使在急速降低堆芯冷却剂氦气流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而不必使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。 堆芯冷却剂流量降低是典型的反应堆异常工况。而高温气冷堆具有以下特性,即在慢化剂石墨和燃料温度上升时,燃…     

美国在铀浓缩工厂发现了铍

【日本原子能研究所网站2003年10月21日报道】目前,日本原子能研究所正在利用高温工程实验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发工作的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆固有的安全性:在急速降低堆芯冷却剂氦流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而且必将使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。反应堆发生异常状态的典型例子就是堆芯冷却剂流量降低的情况。而高温气冷堆却具有在慢化剂及燃料温度上升时,燃料的核…     

压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电...     

反应堆冷却剂系统抗震支撑方案改进

对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研究,提出RCS支撑的改进方案。抗震计算证明改进方案能加强SG的支撑刚度,提高RCS的抗震能力。     

某三代压水堆机组停堆水化学控制工艺改进与应用

有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统（RCP）材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物,可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量,从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸（EBA）进行反应性控制的同时,利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势,同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施（包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等）,在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。      

压水堆一回路冷却剂活化腐蚀产物钴银锑

介绍了压水堆核电厂一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物钴、银、锑源项的产生和对于停堆机组剂量大幅增加的影响。研究这些核素在反应堆运行和停堆期间的行为并尽早探知这些污染物的出现,以便确定相应的解决办法。它包括：从源头做起,与一回路冷却剂系统接触的设备和部件尽量不采用含有钴、银、锑的材料;制定严格的水化学和停堆程序,使得对这些核素污染的净化能力最佳化和对过度污染最小化;根据具体情况改进净化工艺,限制污染带来的影响。实践证明,这些措施对减少或限制钴、银、锑的污染是行之有效的。     

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。     

小型自然循环铅冷快堆超功率失热阱并发瞬态分析

基于100 MW级小型自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)建立一回路冷却系统模型,利用RELAP5程序进行初始稳态运行验证。对有/无保护超功率失热阱并发、有保护超功率失热阱并发事故进行瞬态安全分析。结果显示:在有保护超功率失热阱并发事故过程中,停堆保护作用使反应堆处于安全状态;而对于无保护情况,由于反应性负反馈作用,500 s内反应堆实现自动停堆,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均低于安全限值。瞬态模拟验证了该新型反应堆良好的自然循环特性与固有安全性。     

TXS平台反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸故障分析及处理

秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行.本文描述了秦一厂在功率运行期间反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸的故障现象、原因分析、故障处理以及后续行动,使反应堆保护系统的此类故障率降低,维护系统的稳定性.     

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

压水堆硼稀释事故的计算

一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算,并要求在这些     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。