大亚湾核电站DEG系统冷水机组改造功率风险分析

本文主要结合DEG系统的运行工况，从主工艺角度分析了因改造后DEG冷水机组设备功率增加对DEG系统及整个电站运行的影响。DEG系统改造所选择的新型冷水机组比现有冷水机组的功率增加20kW，经过分析，增加这部分功率不会影响核电站的安全运行和反应堆安全停堆。     

大亚湾核电站KKO4系统综合自动化方案设计

针对大亚湾核电站开关站仪表和控制系统(KKO4)现状以及运行中存在的实际问题,提出了大亚湾核电站KKO4系统综合自动化设计方案.基于该设计方案,介绍了KKO4综合自动化系统的结构及基本功能,分析了KKO4系统升级后的特点,并提出了核电站KKO4系统未来的发展趋势.     

大亚湾核电站设备可靠性管理体系创新

大亚湾核电站自1994年商运以来取得了较好的业绩,在成功建立生产运行体系、设备维修体系及技术支持体系的基础上,通过不断引进、吸收和创新,现已基本建立一套有大亚湾特色的核电站设备可靠性管理体系,该体系的建立为大亚湾核电站长期安全稳定运行奠定了基础,本文重点介绍大亚湾核电站设备管理体系中的创新部分.     

百万千瓦核电站安全阀校验改造研究

针对核电站某些系统或设备难以隔离导致安全阀无法定期校验或有效期超期,或因安全阀校验引发昂贵或废气介质排空、吹扫而造成资源浪费、环境污染及工作量大等共性问题,该文依据相关标准和规范,提出了三种可实施性改造方案,并对三种方案的适应性和优缺点进行了讨论与分析。经对福清核电站电气厂房冷冻水系统(DEL)、核岛冷冻水系统(DEG)、压缩空气生产系统(SAP)等系统安全阀分类别改造后,系统和设备的安全性、可靠性、经济效益以及社会效益得到显著提高,该改造经验已成功应用到“华龙一号”机组。     

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模

利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析.研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析.稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致.     

岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响.在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量.本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议.     

大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近10年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理”为基本内容的辐射防护和最优化(AIARA)管理体系,同时在“基础结构(infrastructure)”上下功夫,努力构筑该体系有效运作的平台。本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验。为了有效实施这一管理体系,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动;必须重视安全文化建设,坚持经验反馈和透明度,保证该体系在实践中持续改进。     

大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近 1 0年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理”为基本内容的辐射防护和最优化 (ALARA)管理体系 ,同时在“基础结构 (infrastructure)”上下功夫 ,努力构筑该体系有效运作的平台。本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验。为了有效实施这一管理体系 ,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用 ,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用 ;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动 ;必须重视安全文化建设 ,坚持经验反馈和透明度 ,保证该体系在实践中持续改进     

大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近10年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理“为基本内容的辐射防护和最优化(ALARA)管理体系,同时在“基础结构(infrastructure)“上下功夫,努力构筑该体系有效运作的平台.本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验.为了有效实施这一管理体系,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动;必须重视安全文化建设,坚持经验反馈和透明度,保证该体系在实践中持续改进.     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

核电厂流出物中14C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中14C的产生和释放管理现状、减少14C产生和释放的方法以及14C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中14C的监测和控制提供基础资料.此外,针对我国核电厂14C的排放和监测情况,提出了几点建议.     

核电发电机组内冷水处理方法

文章阐述了发电机内冷水问题及处理现状,对江苏核电有限公司使用的发电机内冷水处理方法进行了介绍,并分析了该方法的优、缺点.运行结果表明,该系统性能良好,适合发电机组内冷水处理的广泛应用.     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

核电厂数字化仪控系统结构比较分析

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。     

反应堆主泵径向止推轴承水润滑回路自主改造创新

田湾核电站一期工程两台机组1391M型反应堆主泵径向止推轴承采用水润滑方式,是在世界大型商用压水堆中首次应用。由于原型设计存在缺陷,导致了一系列运行事件。江苏核电有限公司针对设计缺陷进行了自主技术改造创新,成功降低了主泵径向止推轴承释热率,缓解或避免了轴瓦的＂空化＂磨损,改善了径向止推轴承冷却效果。文章对主泵径向止推轴承水润滑回路的改造原因、改造设计方案与实施准备、实施情况与改造效果评价、后续工作计划等方面进行了详细的介绍。     

球形自动反冲洗管道过滤器在核电站海水冷却系统中的应用

以田湾核电站1、2号机组为例,介绍了核电站海水冷却系统的组成、功能以及海水夹带杂物引起海水冷却系统换热器堵塞的问题;针对换热器堵塞问题,讨论了在核电站海水冷却系统安装自动反冲洗管道过滤器的必要性,介绍了真空泵海水冷却系统安装自动反冲洗过滤器设备选型、方案设计的一些特点,以及球形自动反冲洗过滤器在田湾核电站的应用效果。     

中国先进研究堆重水浓缩系统设计

文章涉及中国先进研究堆重水浓缩系统的功能、工艺方案和流程设计及系统设计的特点。在系统布置设计中，采用PDSOFTpiping配管软件建立了该系统的三维模型，提高了设计效率。     

压力管式反应堆非能动余热排出系统方案研究

本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案。该方案利用两个回路的自然循环，将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。利用RETRAN02程序，以全厂断电事故为设计基准事故，对TANES非能动余热排出系统的余热排出能力进行了计算。计算表明，TANES的PRHR系统能够将余热导向最终热阱并且保持冷却剂回路和慢化剂回路的压力低于设计限值。另外对诸如设备间高度差等因素进行了敏感性分析。     

PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析

钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。