中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。     

大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。     

大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证

根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

21000 μg/g浓硼水箱改造后堆芯和安全壳的安全分析

大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21 000 μg/g。由于浓硼水箱在高温下运行(否则会结晶)，蒸发量大，补水频繁，系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，Io(设备不可用率)消耗多，这给正常运行与维修带来很大的困难。根据有关国际经验，提出将浓硼水箱的硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g(常温下不结晶)以便从根本上解决这一问题。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响。所用的分析程序和方法是大亚湾核电站引进的经过NRC认可的西屋公司的程序和方法，这些程序也得到了NNSA的认可。分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21 000 μg/g降至7 000 μg/g，当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之内。浓硼水箱硼浓度降低对大亚湾最终安全分析报告其它事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水箱改造的安全分析已经得到NNSA的批准并已实施。     

提升汽油质量降低催化汽油烯烃

由于催化汽油中烯烃含量高,在未有进一步加工处理手段的条件下,为了满足汽油产品中烯烃的含量要求对降低催化汽油中的烯烃含量进行了研究。通过对催化剂配方的调整,对催化装置反应温度、剂油比等主要操作条件对催化汽油烯烃的影响进行对比试验和探索,通过对多个操作参数的综合调整,在保证催化装置各项指标正常的工况下,有效降低催化汽油中的烯烃含量,达到了装置的设计指标,满足了生产需要。     

重油催化裂化装置分馏系统结焦原因及控制方法浅析

介绍了催化装置分馏塔结焦情况,对结焦成因进行了分析,提出了提高长周期运行水平,优化操作条件等对策。     

大亚湾核电站延伸运行及降功率期间反应堆轴向功率偏差的控制及其计算机模拟分析

针对压水堆核电站反应堆轴向功率偏差控制比较困难的情况．分析了引起轴向功率偏差的影响因素．特别是降功率对轴向功率偏差的影响。根据分析结果提出相应的控制反应堆轴向功率偏差的策略．以保证核电站功率瞬变运行满足核安全的需要。用计算机模拟了不同控制策略下降功率过程轴向功率偏差的变化．并与大亚湾核电站现场测量系统的测量值比较．证明不同控制策略下的计算机模拟分析结果是可信的。     

重油催化装置分馏塔防腐技术应用总结

主要分析了宁夏石化公司90万t/a重油催化装置在扩能改造后,分馏塔出现的腐蚀现象及采取的措施,更换防腐蚀药剂的情况及总结。     

广东核电机组模拟装料错误的安全分析

2001年4月,法国Dampierre4机组发生了燃料装载错误,导致次临界度降低。虽然广东核电机组一直采用“蛇形”装料方式,仍然需要对其发生类似装料错误后的次临界度进行计算,分析其堆芯的安全性,以验证广东核电机组装料过程的安全保障。本文通过对不利循环的保守计算分析表明,如果岭澳核电站和大亚湾核电站发生与法国Dampierre4机组同样装载错误,虽然会造成一定程度的新燃料集中摆放,但仍能满足FSAR要求的次临界度,可以保证不发生超临界的安全事故。