大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。     

旋启式止回阀关阀水锤优化分析

建立了双泵并联给水系统数学物理模型,针对旋启式止回阀关闭过程中形成的水锤进行编程计算,分析作用在止回阀阀板上的力矩以及阻尼扭簧力矩对关阀水锤的影响。结果表明：在双泵并联给水系统中,旋启式止回阀在关闭时会产生明显水锤,作用在阀板上的力矩对水锤的作用效果有一定影响,选择合适的止回阀阀板材料以及加装合适的弹簧可有效缓解水锤危害。     

核一级低压差旋启式止回阀研制

为了实现核电站关键阀门的国产化,研制了核一级低压差旋启式止回阀。本文介绍了该阀门的技术参数及其研制过程和型式试验的情况。经过各种测试,各种性能指标均达到设计要求。     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念,并设计中采用了多重性,多样性、隔离、设备鉴定,质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

核电厂轴流式止回阀作为安全壳隔离阀的定期试验问题分析和应对措施研究

某核电厂的安全壳隔离阀在设计上采用了较多的轴流式止回阀。这些轴流式止回阀具有转换关闭和保持关闭的安全要求,需要定期的执行安全壳泄漏率试验和动作试验来验证其执行核安全功能的能力。如果在机组运行期间执行的定期动作试验不合格,将会导致进入技术规格书限值,严重情况下需进入安全壳厂房内进行维修。如果在机组大修期间执行的定期动作试验或安全壳泄漏率试验不合格,将会导致机组不能升功率。该核电厂1号和2号机组在调试期间和运行初期出现多次轴流式止回阀定期动作试验和泄漏率试验不合格问题。本文主要通过对其1、2号机组轴流式止回阀的历次试验数据进行分析,提出解决轴流式止回阀定期试验不合格问题的措施,希望能为此类型止回阀的在役试验管理和维修工作提供借鉴。     

核电厂核取样系统取样屏蔽桥不适用问题分析和处理

核电厂核取样系统(REN)事故后取样管线可保证在事故后工况下,用注射器从配有橡皮塞的铅屏蔽桥中抽取少量样品,用于放射性分析测量.福建福清核电厂4台机组自商运以来,REN事故后取样管线取样一直是一个难点,原因在于该操作本身具有时限性,需将REN在线硼表断开.若无法在规定的时间内完工,将影响一回路冷却剂硼浓度的连续监测,产...