核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究

核电厂发生破口失水事故后,当应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统处于再循环模式运行时,碎片堵塞对安全壳地坑滤网的性能存在着潜在的影响,而且碎片迁移过程中的堵塞可能会对再循环模式需要的流道造成不利的影响。本文将从碎片产生、碎片输运和地坑滤网设计等方面,论述说明针对地坑滤网堵塞问题可能采取的纠正措施。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析

根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网"下游效应"的分析方法、验收准则和分析结果,旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。     

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82失水事故后长期再循环冷却的水源管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。     

地坑滤网化学效应研究方案比较和进展

本文从核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究的必要性出发,介绍了国外近期的相关研究状况,并就国内某研究院针对国内典型核电机组地坑滤网化学效应的试验方案与国际上的相关方案进行比较,在试验与核电厂的适应性上进行了多方面分析,并对试验的结论给出了正面评价并对后续核安全相关工作提出了具体建议。     

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

安全壳地坑碎片传输过程研究与优化分析

研究CPR1000核电厂安全壳地坑碎片传输过程,对各种降低地坑滤网碎片负载的手段进行分析与计算,最终通过设置中间拦截器的方式使碎片传输流场更趋平稳,增加碎片前端沉降份额,有效降低滤网的碎片负载,提高地坑滤网安全裕量.     

关于我国核电厂抗震设计基准的下限值

结合我国核电厂选址地震安全评价以及地震活动背景,对我国核电厂抗震设计基准的下限值进行了讨论。     

压水堆核电站主回路安装设计改进

分析了现有压水堆核电站主回路安装设计的特征,并提出相应改进方案,通过对现有技术和改进技术的对比,阐述了反应堆冷却剂系统主回路安装设计改进技术的优点,希望能对提高压水堆核电站主回路的安装及质量控制水平起到促进作用。     

核电厂厂址选择中龙卷风有关问题的探讨

论述了核电厂确定设计基准龙卷风的重要性,分析了龙卷风资料收集和评价的难点,提出了相应的对策。     

秦山核电二期扩建工程安全壳地坑过滤器设计改进及遗留问题分析

鉴于早期传统设计安全壳地坑存在过滤面积小、过滤能力不足的缺陷,我国核安全局提出了对地坑过滤器设计进行改进的新的监管要求,并要求开展相关分析以确保其安全功能得以保证。本文以秦山核电二期扩建工程为例,对压水堆核电厂中地坑过滤器的堵塞问题及设计改进进行讨论,分析新型式地坑过滤器设计与RG1.82要求的相符性,并对地坑过滤器的相关遗留问题进行分析说明。     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

介绍了福岛核事故后世界上主要核电国家相继开展的核电厂安全检查、再评价行动,并得出相应的检查和测试结论。法国、美国和中国等国家分别提出了福岛核事故后改进核电厂安全的建议、要求和行动,并制定了具体工程措施：在极端外部事件的设防,严重事故预防和缓解,水、电、通风实体改进,限制严重事故下的放射性释放和应急准备等主要方面开展的安全改进行动,将会提高核电厂的安全水平并提升缓解严重事故的能力。反思福岛核事故,总结福岛核事故对核电安全技术改进的促进作用,对未来核电安全技术的发展进行了展望。     

秦山重水堆核电厂的主要设计改进

为了改善电厂性能 ,在CANDU 6设计的基础上作了 90余项设计变更和改进 ,使其在设计上已成为目前世界上在建造、运行的CANDU 6机组中最好的重水堆核电厂。这些设计改进对同类核电厂具有重要的参考价值