WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果。

核电厂燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程中水化学监测与控制

燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程水化学监测与控制,对核安全、降低源项、减少人员照射剂量、提高换料大修经济效益有重要意义。本文简述了反应堆停堆过程水化学监测与控制方法,通过宁德核电厂燃料包壳破损情况下,首次大修停堆过程水化学监控的实践效果分析,并对此次反应堆停堆过程中遇到异常现象进行分析,提出了解决的建议。

核电厂反应堆保护系统停堆断路器的功能实现及调试

本文针对核电站反应堆保护系统的反应堆停堆功能,首先介绍了如何通过停堆断路器来断开棒控系统控制棒工作线圈的电源以完成停堆功能,然后给出了停堆断路器的工作原理,并进一步指出了DCS控制系统是如何控制停堆断路器完成停堆功能。

方家山核电厂手动停堆控制回路分析与优化

基于某核电机组满功率运行期间因手动停堆控制回路短时失效造成反应堆意外停堆的事件,对方家山核电厂两台机组的手动停堆控制回路设计原理及现状进行分析,对于可能出现的隐患提出改进与优化措施,并对相关方案进行概率计算与可行性分析,在不影响设计基准和安全准则的情况下,提高方家山核电机组手动停堆控制回路的可靠性,有助于整体提升机组的安全稳定运行。

某核电机组停堆断路器故障原因分析及改造方案

停堆断路器是压水堆核电机组中实现反应堆紧急停堆的关键敏感设备,根据电站技术规格书的要求需进行反应堆停堆保护系统定期试验,测试停堆断路器性能。2009年12月,某核电机组进行反应堆停堆保护系统定期试验时,一个处于闭合状态的停堆断路器出现异常,导致一半的控制棒下滑,触发反应堆非计划停堆。本文对停堆断路器的故障原因进行分析,并对技术改造方案进行说明。

核电厂燃料包壳破损情况下大修停堆过程水化学监控实践

核电厂运行过程中,反应堆停堆阶段展开水化学监测是保障核安全、缓解人员照射剂量的关键之举.文章以反应堆停堆为背景,围绕其水化学监测工作展开探讨,将其应用于某核电厂之中,分析在燃料包壳破损状态的影响,且总结停堆阶段出现的各类问题,给出可行解决措施.

AP1000与传统核电厂紧急停堆功能对比

对比AP1000与秦山一期、二期核电厂紧急停堆信号,探讨AP1000在紧急停堆信号设置上的优点及其可优化之处。

“华龙一号”反应堆紧急停堆系统动态可靠性评估方法

反应堆紧急停堆系统(RTS)结构复杂,导致其具有动态交互、时间依赖和概率不确定性等特性,传统的静态可靠性评估方法难以表征这3个特性。针对这一问题,提出了一种“华龙一号”RTS动态可靠性评估新方法:首先,应用动态故障树(DFT)建立表征RTS动态交互性的DFT模型;然后,在已建立的DFT模型基础上,应用动态贝叶斯网络(DBN)和模糊集理论(FST)建立表征RTS动态交互、时间依赖和概率不确定性的模糊DBN模型;最后,应用拉丁超立方抽样(LHS)定义一个新的模糊贝叶斯推理算法。应用该算法进行模糊贝叶斯正向推理和逆向推理,计算得到了RTS动态可靠度,识别了RTS薄弱环节,并将定义的模糊贝叶斯推理算法与传统的模糊贝叶斯推理算法进行比较,验证了本文定义的算法的准确性和精度。以上研究成果为进一步提高“华龙一号”RTS的可靠性提供了科学依据。

STPA方法在数字化反应堆紧急停堆系统安全性分析中的研究与应用

随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以有效解决这一困难。首先介绍STPA方法及分析步骤,将该方法应用到反应堆紧急停堆子系统,得到了引起停堆失败的可能原因及设计中所应遵守的安全约束,这些约束有益于提高设计的安全性。

多方法融合的反应堆紧急停堆子系统安全性分析

针对反应堆紧急停堆子系统,将故障模式影响分析(FMEA)、故障树分析(FTA)、系统理论的过程分析(STPA)3种独立的基本分析方法进行组合,形成仪表控制系统设计阶段的失效和故障基本项覆盖统计表格。STPA方法能够很好地弥补了FMEA和FTA方法的不足。同时,在仪控系统的设计阶段,STPA方法非常适合发现反应堆紧急停堆子系统涉及的软件类、系统交互以及通信类的故障和安全问题。

熔盐堆非安全级电源向安全级仪控系统供电的设计评估

中科院上海应用物理研究所设计的熔盐堆是具有固有安全性的第四代反应堆。该堆的设计具有一些特点,比如,其保护系统为安全级,而向其供电的电源系统为非安全级。为了评价该设计的合理性,本文从反应堆固有的安全特性、保护系统和电源系统设计特性出发,对交流电源的可靠性、不间断电源的故障特性、保护系统的传感器(包括核测系统)电源特性、保护系统柜的电源特性、停堆断路器柜和手动驱动特性以及假定保护失效的后果进行分析。分析表明,该设计满足安全要求。对于按失电安全、无自动触发的失电安全动作设计的二类研究堆,照搬小型核电厂仪控系统的辅助支持系统的要求来审评是不合适的,过高的要求难以带来明显的安全收益。

核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化

某核电项目由于汽轮发电机组、凝汽器弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型设计方案变化,技术上较CPR1000核电典型设计存在明显差异,原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”逻辑控制技术方案需要设计优化。通过分析该核电项目技术方案,计算、分析汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆、旁路系统闭锁等工况下凝汽器参数变化规律,研究满足此项目核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决主蒸汽系统、反应堆冷却剂系统管道瞬态工况下超压的设计问题。

核电平台的下沉过程分析及安全下沉时间计算

为了研究浮动核电平台因事故破损沉没而引出的安全下沉问题,需要计算下沉速度和时间以保证反应堆安全停堆。本文根据浮动平台下沉过程的特点,将其分为水面下沉和水下下沉两个阶段。根据稳性公式和伯努利方程,给出了水面下沉阶段下沉速度和时间的计算公式;依据潜艇下潜原理,由运动微分方程得到水下下潜阶段的下沉速度表达式。综合两个阶段,最终得到完整下沉过程的速度和时间的计算方法,并分析了下沉过程的影响因素。计算结果表明:破口位置和破口面积对水面下沉阶段的影响较大,而对水下下潜阶段影响较小;水面下沉阶段所用时间较水面下潜时间长,在此阶段应及时采取应急处理措施。

国际原子能机构召开第二次RBMK计划进展审评会议

【英国《国际核工程》1993年9月第17页报道】 1993年6月7—18日在俄罗斯的斯摩棱斯克召开的国际原子能机构RBMK计划的进展审评会议的结果计划于9月份发表。

AP1000核电厂甩负荷工况下快速降功率系统棒组选择研究

为了使AP1000快速降功率系统(RPR系统)实现完全甩负荷工况下停机不停堆的目标,必须选择适合于机组当前工况的RPR系统棒组。以AP1000机组调试过程中75%电功率甩负荷和100%RTP(RTP表示反应堆额定功率)甩负荷试验为基础,对RPR系统棒组的选择标准及计算方法进行分析,结果表明,棒组选择方案能够实现RPR系统的设计目标。根据试验经验反馈和AP1000堆芯装载特点,对运行后RPR系统棒组的选择提出建议。