田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究

为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。

压水堆核电厂冷停堆状态下防止堆芯裸露的措施

压水堆核电厂冷停堆期间,余热排出泵可能因产生涡流导致气蚀失效,存在堆芯裸露甚至融化的风险。为了有效预防反应堆冷停堆状态下发生堆芯裸露事故,通过对冷停堆期间反应堆堆芯冷却系统各种水位阶段的分析并参考国外核电厂发生的反应堆余热排出系统失效情况,结合大亚湾核电站的运行经验,提出对反应堆堆芯冷却系统水位测量、余热排出泵入口的涡流探测及丧失余热排出功能后自动补水系统的多种改进措施。概率风险分析结果表明,实施这些改进措施,可有效降低反应堆堆芯裸露的风险。

秦山核电二期工程冷停堆放射性峰值效应对化容系统净化设备的屏蔽设计影响

通过计算 ,验证在秦山核电二期工程辐射屏蔽设计中 ,采用 0 .2 5 %的燃料元件破损率源项以及法国核电厂经验反馈数据来设计化学和容积控制系统 (RCV)主要净化设备 (过滤器和除盐器 )的屏蔽 ,是否能够满足冷停堆后 ,由于氧化运行引起的更多放射性物质积累形成的高放射性峰值所造成的外照射辐射影响的要求 。

CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析

CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

秦山核电厂的启动

本文描述了秦山核电厂启动过程的主要步骤,分析了启动中的主要限值,并对启动安全问題进行了讨论。

巴西安格拉1号核电机组发生事故

【欧洲核学会《核新闻网》1992年2月13日报道】据国际核事件分级表(INES)情报系统刚公布的一份报告说,最近巴西的安格拉1号核电机组发生一起核事故,并被列为 INFS 中的2级事件。这一事件导致反应堆余热导出系统倾刻完全失效。这起事故发生在2月7日,当时安格拉1号机组正在进行例行维修和换料,反应堆处在冷停堆状态,而且新的核燃料元件已装入堆芯。空气压缩机的冷却丧失引起了压缩空气的减少,致使余热导出系统的一个阀门完全打开。这导致该系统的泵流量增加。随后,该机组操作人员将此泵关闭,从而避免了此泵的损坏。

法国最近发生一起2级核事件

[欧洲核学会《核新闻网》1994年2月14日报道]1994年1月29日,法国比热伊核电厂5号机组发生一起技术故障,被列为法国核事件安全分级表中的2级事件。当时比热伊5号处于冷停堆状态。

日修订福岛中长期退役路线图

2019年12月27日,日本经济产业省发布最新修订的《东京电力公司福岛第一核电厂中长期退役路线图》,正式决定2021财年启动2号机组熔融燃料(燃料碎片)取出工作,将转移1号和2号机组乏燃料水池燃料的启动时间从之前的2023财年最多推迟5年,并设定了到2025年将污水增速降至每天100吨的目标。这是路线图的第五次修订。与以前的路线图一样,退役工作仍分为三个阶段开展,目前处于第二阶段,总目标仍然是在事故机组实现冷停堆之后的30至40年完成退役。

常压下RRA系统性能试验分析

余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。