核电厂中压厂用电常见电气事故及应对处理

根据国内核电工程建设现场的调试实践和运行经验,集中分析了中压厂用电系统发生的典型事故案例,主要包括设备本体事故、开关意外合分闸、母线PT铁磁谐振、单相接地事故、三相短路事故等,并且总结了事故特点、造成事故的常见原因,提出了相应的预防措施和事后处理措施。为其他核电工程或电力建设项目提供了良好的经验反馈和借鉴。     

核电厂设计扩展工况供电要求分析

随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。     

核电厂中压厂用电中性点不接地系统对地电容电流的研究

在国内外标准中,不接地厂用电系统对地电容电流的限值数值为≤10 A。标准中限制电容电流是为了加快电弧熄灭,降低电弧过电压的持续时间,而并不是防止电弧的产生。电弧过电压的危害与过电压的倍数、发生频率和持续的时间有关。当系统设备存在绝缘薄弱点时,电弧过电压可能导致电气设备中绝缘薄弱点击穿,造成多点短路事故。电缆接头、附件以及电动机的绕组都是绝缘薄弱点。设置消弧线圈可中和系统的电容性接地电流,达到快速消弧的目的;使用浇注母线可显著降低输电线路的对地电容电流值,对设备更安全。     

核电厂附加电源设计分析

在法国的核安全法规RCC—P第1．3．5节和2．4、2．1．2节中规定，在全厂断电的情况下，首先使用H3规程起动LLS系统，以保证短期（20小时）内的核辅助设备供电。在此期间必须尽快恢复6．6KV应急盘的供电，否则要附加外电源来保证供电。本文仅对中国内地核电厂设置附加电源做一论述。     

机组从 100% 满功率甩负荷到厂用电运行的核电站瞬态分析

以大亚湾核电站为参考,采用动态仿真和一、二回路闭环的模拟方法,对核电站正常运行中的重要瞬态--机组从100%满功率甩负荷到厂用电运行进行瞬态分析,给出了影响瞬态进程的因素。     

核电厂主控室取风口监测仪表设置研究

核电厂主控室取风口监测仪表是为了监测取风口处的放射性核素浓度或环境剂量率,并与通风系统联动,进行取风口的切换。在事故后根据正常取风口处的剂量率监测仪表的监测数据可从正常通风系统切换至带过滤功能的应急通风系统,根据两个应急取风口处的β活度监测仪表的监测数据选择污染物浓度较低的应急取风口。因此取风口处监测仪表的设置对事故后保证主控室区域的可居留性至关重要。本文针对主控室通风系统正常取风口和应急取风口的监测仪表的设置进行研究,利用某厂址一整年气象数据,根据华龙一号机型典型事故源项、通风系统设计性能及主控室建筑结构特征对事故情况下从正常通风系统切换到应急通风系统的报警阈值进行分析计算,并结合监测仪表的响应特征,针对大气释放阀释放、安全壳释放和高架释放3种释放类型,分析了相应事故工况下主控室双取风口在不同的切换间隔条件下主控室工作人员所受剂量,最后给出推荐的主控室双取风口最短切换时间间隔。本文对取风口监测仪表设置方法的探索和研究为未来同类主控室通风系统监测的设计和优化提供了参考。     

核电厂铅酸蓄电池充放电方式分析

蓄电池作为直流系统的最后一道保护屏障,其运行状况、性能是直流系统安全稳定运行的决定性因素,而充放电试验是验证蓄电池运行状况的基本方法。文章以某核电铅酸蓄电池为例,着重介绍了铅酸蓄电池在不同工况下的充放电方式。通过查阅相关文献、调查研究并结合现场实际情况,对不同工况下蓄电池的充放电方式进行了确认;同时对不同充放电方式的适用范围及其优缺点进行了分析,为铅酸蓄电池组设计了合理的充放电方式选用方法,为铅酸蓄电池的安全稳定运行打下了坚实的基础。     

核电厂运行操纵员人员绩效改进

核电厂运行操纵员的人员绩效是个永恒的话题,也是我们在核电运行领域的管理人员不断挑战自我的主题,操纵员作为安全发电的可变主体,他们不同于普通的设备或构筑物,可以通过大量的技术数据作为衡量、判断其可靠性的依据,如何使操纵员人员行为的不确定性降到最小,就成为关键。文章通过实践应用的方法、分析和效果,讨论了有别于WANO(世界核电营运者协会)防人因工具的一些管理手段,弥补了防人因工具使用的单调性,有利于防人因工具的有效应用。     

核电厂丧失厂外电的经验反馈

核电厂厂用电系统的功能是为核电厂设施提供安全可靠的电源,核电厂供电安全对核安全至关重要。福岛第一核电厂就是在丧失厂用电及最终热阱的情况下发生了严重的核事故。厂用电系统具备两列相互独立的厂外电源作为工作电源和辅助电源。文章通过收集国内外运行核电厂丧失厂外电事件,对运行核电厂丧失厂外电的机组状态、事件发生原因进行了分析,提出了应对厂外电失效的改进措施和建议。     

Management of the Service Life of a Nuclear Power Plant

Nuclear power plant service life management is the modern technology for providing efficient operation of nuclear power plants at an established safety level irrespective of the initial set service life. Consequently, this technology provides a realistic possibility for nuclear power not only to maintain but also to expand its presence in the electricity production market. Conceptually, service life management is viewed as a process that encompasses the entire life cycle of a nuclear power plant, including three basic stages: preoperation, operation, and postoperation. The technical, economic, and organizational aspects and the basic directions, including continuation and decommissioning, are discussed taking account of the international experience in such practice. The target function for managing the service life, the strategy, and a program for Russian power-generating units are examined.     

从设计与制造上的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本思考

本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。     

核电厂信息安全标准研究

在当前日益严重的信息安全形势下,国内外都已认识到工业病毒等的危害,也意识到核电厂信息安全问题的严峻。随着信息化与工业化深度融合,核电厂信息安全变得日益重要。文章以国际和国内组织的相关标准为依据,综述了工业控制系统信息安全标准化的现状,针对我国目前标准体系研究存在的一些不足,给出了相关建议,为进一步完善国内核电领域信息安全标准提供参考。     

核电厂负反应性校刻方法研究

在压水堆核电厂物理试验中,反应性仪每次使用前均需用周期法进行校刻。然而由于周期法未考虑瞬态项的影响,在实施较大负反应性的校刻试验时,试验结果偏差较大。采用数值计算方法对点堆中子动力学方程进行了精确求解,对得到的中子密度与周期法结果进行了对比和分析,从而设计了修正系数K方法。该方法考虑并可简化处理瞬态项的影响,使得周期法对负反应性校刻同样适用。     

宁德核电站排放口消泡系统改进

为改善宁德核电站排放口水质,避免对公众环境造成不良影响,2013年4月开始,宁德核电站开展消泡剂选型试验及排放口消泡工作。本文主要介绍了宁德核电站消泡系统技术参数的确定,以及改进后的消泡系统的优点,为后续正式消泡系统的设计提供参考。     

核动力设备耦合优化设计研究

核动力设备重量是评价核动力装置性能的标准之一。蒸汽发生器与稳压器是反应堆一回路中的重要设备,在保证实现其各自功能的前提下,降低这2个设备的重量能提高整个核动力装置的性能。本工作基于秦山核电厂相关设备资料,自主开发了对蒸汽发生器和稳压器进行重量优化设计的计算程序,采用粒子群 模拟退火方法开展多参数优化设计。结果表明,通过参数的重新组合优化,2个设备重量之和减少了18.61%,优化效果显著,相关结果可作为工程设计参考。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

秦山核电站反应堆保护系统性能改进

介绍秦山３００ＭＷ核电站反应堆保护系统在提高系统抗干扰能力,完善在线自动功能及输出驱动电路所做的改进,经过多年的运行试验及瞬态证明,系统的可靠性进一步提高。