浅析小型模块堆专设安全设施设计

目前大多数核电站是设备容量大的反应堆。大型原子能发电厂一次性投资成本大,建设周期长,较难适应小型电力网的需求,而小型模块堆可以很好的解决这些问题,因此在全球范围内掀起了模块式小型原子能机械组开发热潮。本文主要从小型模块堆的研究现状和用途入手,分析小型核模块堆和常规堆砌的优缺点、发展前景以及简述了专设安全设施系统的设计。

模块式小型堆反应堆保护系统设计

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点,并分析其系统设计理念。

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析(FMEA)和FTA可靠性分析方法为基础,依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果,确定了反应堆保护系统(RPR)故障树的顶事件和成功准则,建立了以紧急停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行定量分析与计算,得到系统故障树的失效概率和最小割集,从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。

核级优选模块试验回路特性研究和异常处理

核电厂核级DCS系统中采用优选模块(以下简称PIF卡)对多路指令优先级进行综合判断,实现优选输出。PIF卡在实现多路指令优选输出控制功能的同时,还具备通信、自诊断以及可试验性的技术要求,是核电厂专设安全设施驱动系统的重要组成单元,也是核级DCS定期试验的重要元件。在CPR1000项目现场调试过程中,曾经偶发过正常工作的PIF在定期试验中出现异常的现象。为此,分析研究PIF卡的功能架构、试验回路原理和试验方法以找到异常的根本原因并给出处理思路和解决方案,对于保障安全设施的安全可靠动作具有重要意义。