核电厂乏燃料水池冷却循环泵异常跳闸原因分析及处理

Y、D和J核电厂运行期间,在反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)换料水箱PTR001BA冷却循环阶段,多次发生冷却循环泵2号泵PTR002PO就地停运时1号泵PTR001PO自动跳闸故障。通过理论分析与现场试验,确定了故障原因,并给出了针对性处理措施。

压水堆乏燃料水池冷却丧失事故分析

基于开发的SAAT-SFP程序对大亚湾核电站乏燃料水池假想冷却丧失事故进行分析,计算得到不同初始水位下较为全面的严重事故进程,包括乏燃料组件裸露和过热、包壳氧化和氢气产生、裂变产物释放、乏燃料组件坍塌和熔融物-混凝土反应(MCCI)等。同时,讨论了恢复冷却系统作为重要的事故缓解措施对事故进程的缓解作用。

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。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。

三种核电机组乏燃料水池冷却系统的比较与分析

介绍了AP1000、M310与VVER核电机组乏燃料水池冷却系统的设计特点,分析了这三种堆型的乏池冷却系统的主要差异,并从工艺角度对这三类机组乏燃料水池冷却系统的改进提出了合理建议。

乏燃料贮存水池池内冷却器方案设计

池内冷却器可在池水未引出水池的前提下实现池水冷却,降低了泄漏风险及巡检人员受照剂量,是目前乏燃料湿法大容量贮存的主要冷却方案。本文结合设备安全分级及功能要求,分析了池内冷却器设计过程中需要重点考虑的几个因素;并依次对设备安装及检修、池水倒空、防漏油等主要影响因素,进行了梳理和分析,初步确定了较为合理的解决方案;最后,结合前期研究结果,对池内冷却器后续的重点研发方向提出了一些建议。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统仿真分析

采用Flowmaster软件,建立了多用途模块式小型堆(ACP100)的乏燃料水池冷却系统主要设备及系统的物理模型,进行了稳态及瞬态仿真分析,确定了衡量系统达到预期运行状态的关键指标。分析并校核了最严苛工况下冷却水泵的汽蚀余量(NPSH),得到了腔室液位变化的运行特性。研究成果可为该系统的设计及评估提供思路和仿真模型支持。

乏燃料水池冷却器密封垫片结构改进

秦山320 MW核电机组的两台乏燃料水池冷却器,已经连续运行20余年。按照预防性维修大纲要求,必须对其解体检修。经分析研究后,提出对设备原有密封垫片结构进行改进,采用局部抽芯的方式进行预防性解体检修。设备投入运行后,效果良好,无泄漏等异常情况,保证了机组的安全稳定运行。同时,也为其他类似设备的解体检修提供了思路与方法。

华龙一号核电厂用乏燃料水池冷却泵的研制

介绍了华龙一号核电厂用乏燃料水池冷却泵的技术指标要求,通过采用先进的水力模型设计、分析验证技术和独特的结构设计,研制出的乏燃料水池冷却泵样机全面满足了技术规格书中的各项性能指标要求。

乏燃料水池氢气风险分析和对策研究

福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足,尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IAEA及我国相关法规要求,应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估,并对氢气风险的消除进行对策研究。本文采用MELCOR程序建立分析模型,计算研究了乏燃料水池严重事故下的事故进程和氢气产生与浓度分布,评价了厂内氢气风险并定量研究了氢气风险缓解措施。分析结果表明,氢气风险是存在的。对补水、喷淋、通风和氢气复合器等缓解氢气风险措施的研究表明,注水和喷淋是可完全消除氢气风险的,但通风和氢气复合器并不能完全消除氢气风险。消除乏燃料水池严重事故下氢气风险的重点应为保证补水措施有效,对此可提高补水措施的可靠性和阻止乏燃料水池的泄漏。

乏燃料池非能动分离式热管冷却系统CFD仿真研究

乏燃料水池的非能动冷却系统是保证全厂断电事故工况下核电站安全性的关键。本文基于分离式热管,研究了新型乏燃料池完全非能动冷却系统的冷却能力,运用商业CFD软件对乏燃料达到19 MW衰变热工况下水池内冷却剂的流动特性进行数值模拟,分析了乏燃料池内的流场和温度场,根据计算结果对热管管束各排间的对流换热强度进行对比。结果表明:水池内最高水温349K,最高流速0.23m/s,不会发生沸腾;热管外壁面对流换热表面热系数随高度的降低而减小,横向冲刷管束部分略有增大。完全非能动冷却系统能够有效带走衰变热,保证乏燃料池在事故工况下的安全性。

低衰变功率乏燃料棒喷淋冷却实验研究

本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开展了低衰变功率下的喷淋冷却实验。结果表明:单棒加热功率小于25 W的加热棒束无需额外冷却操作,仍处于安全状态。分别采用流量密度2.393、2.950、3.876(m^3/h)/m^2进行喷淋冷却,可使单棒加热功率为100、125、150 W的加热棒束最高温度稳定在300℃左右。目标棒外围第1、2层棒束对其温度影响较大,第3层及其以外的加热棒束对目标棒的影响较弱。

乏燃料贮存水池失冷条件下的临界安全研究

乏燃料水池中存放乏燃料组件,依靠池水带走衰变热、屏蔽放射性,失去冷却是乏燃料水池最严重的事故工况之一。在池水逐渐蒸干和快速流失两种失冷方式下,基于可能的事故过程,研究芯块和池水温度升高、棒栅距失控、组件严重损毁、中子吸收体失效等各种假设情景对临界安全的影响,并对各种假设情景的可信度进行了评估。研究结果表明:水的丧失使系统的慢化能力大幅减弱,燃料温度升高引起的多普勒负反馈效应,都增加了系统的次临界安全裕量。即使在水池补水、重新淹没乏燃料的过程中,在可信的堆积模型下,系统也能够保证次临界安全。在不可信的中子吸收体硼钢损坏的情景下,得到非常保守的系统keff以及相应的缓解措施,仅供参考。基于目前的知识和工程经验,乏燃料水池失冷事故,在可信事故工况下,是可以保证次临界安全的。

乏燃料湿法大容量贮存池水冷却方案选型和设计

为尽快实现“双碳”目标,我国正积极推进能源结构优化升级,核能作为一种清洁能源,得到了快速发展,同时也逐渐积攒了大量乏燃料需要暂存和处理。本文简要介绍了目前国内乏燃料贮存水池冷却系统应用现状,对乏燃料离堆湿法大容量贮存设施的冷却方案进行了分析和选型,提出了单池3000 tHM容量的乏燃料贮存水池布置方案,并进行了初步仿真计算,结果表明能够很好的满足实际工程需要。

华龙一号防止乏燃料水池硼水结晶措施分析

福清5&6号机组作为"华龙一号"首堆示范工程,其安全可靠运行是"华龙一号"走出去的充分保障。福岛事故后,乏燃料水池的安全运行受到业内的广泛关注,福清厂址在冬季可能会出现海水温度极低的情况,会带来乏燃料水池硼结晶的风险,采取有效的防止乏燃料水池硼水结晶措施对电厂安全运行至关重要。研究华龙一号乏燃料水池冷却系统和设备冷却水系统的设计准则,分析了厂址条件对冬季乏燃料贮存的影响,通过换热计算对防止乏燃料水池硼水结晶的措施进行验证,措施一是减少换热器冷侧设备冷却水的流量,措施二是减少换热器热侧乏池水的流量。经过分析措施一可以更好的降低硼结晶风险,采用措施二时需要关注换热器出口的乏池水温度防止局部产生硼结晶。

压水堆核电厂乏燃料水池控制系统改进设计

基于DCS系统进行某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池冷却能力提升项目控制系统设计,实现新增冷却回路在循环净化、RRA备用、乏燃料水池冷却等工况下的设备控制、状态监控、故障报警功能,增加乏燃料水池冷却系统的运行灵活性和冷却能力冗余度,保证乏燃料的安全存储。

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。

乏燃料干式贮存是中期内一种经济的解决方案

【法国《能源快报》1996年6月17日第6596期报道】 乏燃料从核反应堆中卸出暂时贮存于水池之后,可以在核电站场址干式贮存设施中安全储存,而只需要简单的监测。法马通公司将给贮存能力已饱和的亚美尼亚梅察莫尔核电厂提供这种贮存模式。当水池中乏燃料的放射性衰变得足以使其余热可通过自然对流的方式容易地排放时,乏燃料则可以干式贮存于惰性气体中。这是乏燃料已在水池内贮存3—5年后的情况。

CPR1000核电机组乏燃料水池后备冷却方式设计研究

针对CPR1000核电机组反应堆水池和乏燃料水池冷却以及处理(PTR)系统在某些情况下存在失去设备冷却水的风险,从冷却水源单一的角度分析机组PTR系统存在的问题,结合PTR系统现有的设备,创新性设计出采用其他冷却水源的备用冷却方式。分析研究表明,该设计方案提高了持续冷却乏燃料水池的可靠性,为PTR系统冷却方式增加了多样性和冗余性。

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。