“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究

“华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则,研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)作用下的安全壳内氢气浓度分布,分析了PCS对严重事故后氢气风险的影响。研究结果可为“华龙一号”严重事故管理措施的有效性论证提供支持。

优化UPS运行方式,提高DCS供电可靠性

提高DCS系统的供电可靠性对生产系统的安全稳定长周期运行至关重要,随着DCS系统设计布置的不断完善,基本都采用不间断电源UPS,但在实际使用中UPS并联冗余的运行方式仍然存在一些不足之处需要完善,优化后的两台UPS主-从串联运行方式能从根本上满足DCS系统及相关仪表供电的需求。

ESD系统的防雷设计

随着紧急停车系统(ESD)在工业中的应用日趋增多,它遭受雷击干扰和破坏的程度也逐渐上升。为了提高ESD系统的安全性,ESD系统的防雷成为设计重点。介绍了防雷接地在ESD系统中的设计构成及其重要性。

二代改进型核电厂严重事故后安全壳压力控制研究

安全壳做为核电厂的最后一道安全屏障,事故后起着包容放射性产物,保护公众和环境免受辐射危害的重要作用。采用一体化严重事故分析程序建立了二代改进型核电厂田湾5&6号机组的模型,考虑了不同的安全壳压力控制系统,对典型事故序列下安全壳内压力变化进行了分析,给出了严重事故后的安全壳压力控制手段。研究结果对二代改进型核电厂严重事故缓解提供了参考。

燃料转运通道内水平自然循环流动的数值研究

利用FLUENT程序,对阻滞于转运通道内的乏燃料组件在水平自然循环流动下受到的冷却过程进行了研究。采用数值模拟的方法研究了组件滞留位置、转运通道长度、运输机构的机械结构等因素对冷却效果的影响。通过对模拟结果进行比较,揭示了水平自然循环流动冷却机制的主要影响因素,为核安全研究热工水力学分析提供了必要的依据。根据流动换热过程的分析结果,提出了运输机构的改进建议,并通过数值计算证明了改进设计方案可有效地提高组件的热工安全冗余度。