CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。     

福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象,对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险,并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明,改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究

针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。     

压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。     

某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证

针对国内某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容项目,使用计算流体力学(CFD)和理论分析方法,验证了扩容后的乏燃料水池热工冷却能力。在乏燃料水池至少存在一列反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)运行的冷却工况下,乏燃料水池平均水温均满足相应的验收准则,局部最高水温和燃料包壳最高温度均低于当地水的饱和温度。在2列PTR系统均失效的失去冷却工况下,计算出了乏燃料水池平均水温加热到沸腾温度的时间和燃料格架裸露的时间,为运行干预提供了指导。     

乏燃料水池缺乏虹吸断路开孔事件经验反馈

福岛核事故后,根据世界核电运行者协会(WANO)运行经验报告的指导建议,法国科特农核电厂对乏燃料水池冷却系统进行了检查,检查发现其乏燃料水池冷却系统管道上并没有虹吸断路开孔,这将有可能导致乏燃料水池排空。法国核电厂虹吸断路装置包括开孔或弓形管道两种形式,能够抑制虹吸效应防止乏燃料水池排空。法国科特农核电厂建造期间未按设计要求在乏燃料水池冷却系统管道上开孔,存在水池排空的潜在危险。国内运行核电机组乏燃料水池冷却循环管线布置情况与法国核电厂类似,通过对比分析提出适用于我国核电厂的经验反馈信息。     

宁德核电厂PTR系统设计改进方案

指出了M310型反应堆乏燃料水池冷却和处理（PTR）系统运行方面存在的不足,以及宁德核电厂一期工程在该系统上改进的必要性,介绍了其设计改进方案。分析了改进后的系统运行隋况及改进方案的优缺点,提出了进一步改进的建议。     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

核电厂内部水淹概率风险分析

福岛核事故后,外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视,而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害,可能导致核电厂发生严重事故,通常无法通过外部事件筛选分析筛除,需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大量研究的基础上,探讨了发生水淹对核电厂设计和运行的影响,提出了内部水淹风险的贡献项。结果表明：电气厂房和设备冷却水系统分别是对内部水淹导致的堆芯损坏频率贡献最大的厂房和水淹源,需在相关区域适当增加水淹防护措施并加强水淹探测及报警能力。     

由雪灾引发对核电发展的思考

鉴于2008年初南方大雪灾对我国所造成的巨大损失,论述了核电相比火电具有很大的优越性,发展核电势在必行。同时指出,为了核电站的安全,在核电站安全壳的设计上,供电系统的保护上,以及内部结构安全可靠性等方面应有完善的应对措施。     

核电站乏燃料水池冷却系统虹吸破坏管性能安全分析

国外核电站的运行经验表明,核电站乏燃料水池冷却（PTR）系统的虹吸破坏管性能存在安全隐患,在某些工况下不能有效阻断虹吸流。本文采用RELAP5软件对国内某典型核电站的虹吸破坏管性能进行安全分析。结果表明,在现有的设计条件下,虹吸破坏管无法及时、有效阻断管道断裂后产生的虹吸流动,乏燃料水池冷却水持续从断裂处泄漏,并导致冷却水管道入口露出水面,从而引起乏燃料水池冷却能力丧失,为核电站安全带来极大风险。进一步分析表明,虹吸流引起的乏燃料水池水位下降幅度受断裂点处距水面的高度差、管道流动阻力和PTR系统的管道结构3个因素的共同影响;管道流动阻力可有效缓解和降低由管道断裂引发的虹吸流动的危害性。     

核电站保护屏障的监护神——核电站辐射监测系统(RMS)概述

为确保核电站运行安全,防止核电站正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸,在核电站的设计和建造中,就考虑到对核电站进行四重保护屏障的设计,而核电站辐射监测系统则是确保四重屏障核安全的重要措施之一。通过对核电站辐射监测系统(RMS)的介绍,使人们对核电站保护屏障的完整性和有效性有一定的了解,对核电安全性的认识进一步提高。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

核电厂先进控制室模拟图功能设计研究

基于国家“九五”先进压水堆关键技术课题的研究成果,描述了核电厂模拟图的发展过程。分析了模拟图对减轻操纵员的精神负担与压力;对操纵员的信息搜寻、状态理解、手动操作及正确决策;对核电厂安全与可靠运行会起到积极作用。重点阐述了先进主控制室中使用模拟图的必要性与重要性,大屏幕模拟图的设计原则、设计内容与验证措施。     

大亚湾核电站闸阀锅炉效应状况及其改进

基于国际上相关的闸阀锅炉效应的试验和研究结果,利用甄别方法及概率安全分析(PSA)方法对大亚湾/岭澳核电站每个机组的闸阀锅炉效应进行了分析.结果表明,大亚湾/岭澳核电站每个机组的闸阀RIS063/064VP及PTR022VB需要改进.为了防止阀腔超压,改进的措施分别为:RIS063/064VP增加带有双向逆止阀的的旁路,PTR022VB则在高压侧的闸板上钻孔.     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。