核电站停堆工况 PSA 研究

停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是ＰＳＡ研究热点之一，已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆ＰＳＡ的进展情况，建议在我国开展停堆ＰＳＡ研究。     

蒸汽发生器湿保养除氧方法试验研究

探讨了蒸汽发生器（ＳＧ）湿保养期间，低温催化联氨除氧方法中催化剂对磷酸盐——联氨水质ｐＨ的影响，并对温度、催化剂用量、联氨用量对联氨除氧速率和除氧效率的影响进行了试验研究．试验结果表明：温度、催化剂用量、联氨用量对除氧速率和除氧效果有一定的影响．温度为３５℃，联氨用量为氧含量的６倍，对苯二酚略高于１０μｇ／Ｌ时，２０分钟可将水中氧含量降至１００μｇ／Ｌ以下，当对苯二酚为５０μｇ／Ｌ时，３分钟之后氧含量就可低于１００μｇ／Ｌ，２０分钟后可低于１０μｇ／Ｌ．     

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可靠毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究ＰＷＲ的乏燃料在ＣＮＡＤＵ堆中应用及形成ＰＷＲ／ＣＡＮＤＵ联合燃料循环的可行性,以提高燃耗深度,增加能量输出,降低发电成本。     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究

本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。     

分光光度法测定中国实验快堆三回路水中的联氨

建立了以紫外-可见分光光度计测定水中联氨的方法,并对显色条件、仪器分析条件进行了优化。在稀盐酸溶液中,联氨与对二甲氨基苯甲醛((CH3)2NC6H4CHO)反应,生成黄色偶氮化合物,并被分光光度计检测。结果表明:在458nm处吸光度值最大;当盐酸浓度为1%,显色剂用量为10mL,显色时间为10min时,显色效果较好;该方法的线性范围是5～200μg/L,联氨的回收率为(101.1±1.9)%。此法已用于中国实验快堆三回路的水质分析,结果令人满意。     

预防性维修与反应堆冷停堆期间PGV-1000蒸汽发生器的化学清洗

为保证WWER-1000核电站蒸汽发生器安全可靠地运行，应适时清除蒸汽发生器（SG）传热管和容积内的泥渣。     

快中子试验堆直流蒸汽发生器化学保养的十年经验

印度Kalpakkam快中子试验堆（FBTR）的蒸汽发生器采用了直流蒸汽发生器（OTSG），要求补给水为高纯水。因此，为了维持补给水化学的性质，采用了全挥发处理（AVT），并在蒸汽和水系统中采用全流量冷凝物过滤系统（CPU）。在运行中时而会出现一些麻烦：例如CPU在运行周期内提前老化、较多杂质在CPU内积累以及运行初期硅含量超标等等。本文描述了为解决上述问题而对蒸汽和水回路采取的措施，论述了在运行CPU和保证补给水水质方面的十年经验。     

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。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。