磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究

固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存。在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对工作人员的伤害,易于事故后的清理。本文对TSP在EAS系统中的应用进行了分析研究,计算了TSP的用量、pH值调节能力和溶解时间,初步确定了化学物贮存箱的结构、设置方式。在安全壳地坑旁安装TSP贮存箱,使用TSP替代氢氧化钠(NaOH)溶液是可行的。

安全壳喷淋泵水导轴承及其润滑系统的设计

安全壳喷淋泵由于输送介质含固体杂质颗粒,并且水温高、需承受热冲击等工况,因此水导轴承及其润滑系统的设计不能遵循常规的设计方法。介绍了安全壳喷淋泵水导轴承在选材、结构、润滑系统等方面所做的特殊设计,并通过理论论证、计算校核以及真机试验进行验证,以保证安全壳喷淋泵能够安全可靠运行。

压水堆安全壳喷淋系统PSA敏感性初步分析

介绍了2种核电领域常用的PSA敏感性分析方法———SSA分析方法和SBSA分析方法,并针对它们的优缺点,提出一种快速有效的PSA敏感性分析的混和方法。文章分别采用这3种不同的方法对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(CSS)的PSA模型进行了敏感性分析;分析结果表明,混和方法很好地结合了SSA分析方法和SBSA分析方法的优点,能够快速有效地实现对PSA模型的敏感性分析。

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统(RIS)和安全壳喷淋系统(EAS)的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线(安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线)改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况(低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去)事故处理的策略及手段。

核电厂安全壳喷淋系统阀门远传机构电动头失效分析及改进

某核电厂安全壳喷淋系统阀门远传机构在定期检查中发现电动头的手动和电动操作均失效,且内部行星架存在7处断裂损坏,断口表面粗糙,可见轻度宏观塑性变形。理化检验结果表明,断口上存在大量的缩松类铸造缺陷,断口边缘局部存在碰磨痕迹。分析其原因为电动机启动扭矩大于电动头扭矩保护限值,造成电动头反复启、停,对减速机构行星架施加多次冲击载荷,造成行星架断裂失效。对此,提出了在传动机构出口串接摩擦离合器,增加变频器来控制电动机启动扭矩,提高电动头扭矩保护上限值等措施,实施后该安全壳喷淋系统阀门远传机构电动头运转正常。

“华龙一号”安全壳喷淋系统可靠性评估模型

“华龙一号”是由我国自主研发、具有完全知识产权的第三代核电机组。安全壳喷淋系统(CSS)是其重要的安全保护系统之一,因此须对它的可靠性进行评估。但是,传统的可靠性评估方法在处理系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系方面存在不足。为了解决这一问题,本文首先应用失效模式与影响分析(FMEA)方法,分析CSS部件的失效模式、失效原因和失效影响;随后应用故障树分析(FTA)方法,分析上述事件间的确定性逻辑关系,构建了CSS故障树;最后应用贝叶斯网络(BN)方法,基于CSS故障树,修正了条件概率表来表达系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系,建立“华龙一号”CSS可靠性评估模型。应用所建立的模型对福清核电“华龙一号”CSS进行了可靠性评估,结果表明,“华龙一号”CSS失效概率为1.787×10^(−5);同时,分析了“华龙一号”CSS的关键事件,明确了改进其可靠性的方向。

核电站安全壳喷淋系统布置设计

本文在相关标准法规的基础上,融入了以往核电站设计和施工经验,对安全壳喷淋系统的布置设计进行了总结,可为日后核电站安全壳喷淋系统工艺管道布置设计提供一定参考和借鉴。

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

核电厂安全壳喷淋管道焊接及质量控制

文中通过对核电厂安全壳喷淋管道的母材技术条件进行分析,选用合适的焊接工艺和焊接填充材料,并结合施工流程制订了相应的焊接质量控制措施。结果表明:按照所制订的施工流程和质量控制措施实施后的管道焊缝,结果符合标准要求,为其他同类型的管道焊接及质量控制提供良好的借鉴。

非能动安全壳冷却系统启动策略试验研究

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究。试验结果表明:PCS系统采用双阀开启方案或冷管段隔离阀关闭方案时能够获得较优的启动性能;采用双阀开启方案,系统启动过程较为平稳;采用冷管段隔离阀关闭方案,为避免在启动过程中发生故障,建议系统启动时换热器传热管内液体温度不要超过120℃。试验结果对“华龙一号”PCS系统启动规程的制定具有指导意义。

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。

EAS013\014VB电动阀故障分析和改进方案

本报告对国内某核电站EAS013\014VB(安全壳喷淋系统第13号和第14号阀门,后续内容只写简称)电动阀力矩杆抖动故障的原因进行分析总结。通过收集相关资料、样品试验分析的结果及综合分析表明:该核电站EAS013\014VB电动头由于一直存在力矩杆抖动的故障,会造成电动阀门不可用;EAS013\014VB阀门中间位置启动时,力矩跳动问题可归结为由电动执行机构选型与远传机构、阀门不匹配造成的。

M310核电机组安全壳喷淋系统运行改进

通过对运行事件的反馈和系统设计的分析,提出M310核电机组安全壳喷淋系统运行的相关改进建议,主要包括防止氢氧化钠污染的改进,事故后氢氧化钠注入方式改进,增加安全壳临时喷淋功能等,以确保EAS系统可靠实现安全功能。

秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据。

核电站中一体式二级喷射泵的应用与设计方法

喷射泵是核反应堆喷淋系统保证安全的重要设备。单级喷射泵的技术性能许多方面达不到要求，文中提出一体式二级喷泵的结构、参数设计计算及试验研究情况。

方家山核电工程仪控系统安装问题分析

解决现场调试问题,首先要找到问题根源,理清设计、系统运行、试验方法等的上下游之间的关联,结合现场情况制定最佳解决方案。更好、更高效的解决现场出现的问题,来自于对现场情况的充分了解与调试各方的充分沟通,本文列举了一些仪控系统安装过程中出现的问题并详细论述了问题的解决过程。

秦山二扩项目核岛设备冷却水系统(RRI) B系列及公用系列冲洗试压工作顺利完成

8月10日,秦山二扩项目4号核岛厂房设备冷却水系统(RRI)B系列及公用系列冲洗试压工作顺利完成。本次冲洗试压范围是设备冷却水B系列和公用系列,该部分管道主要为安全壳喷淋系统热交换器。

压水堆破口事故下裂变产物源项释放及衰变热分析

反应堆严重事故时堆芯发生熔化现象,导致部分放射性源项不再留存于燃料中,将会通过各种途径释入环境,对周围造成严重的放射性污染。为了研究不同模型下裂变产物在压力容器内外释放量及其衰变热分布,分析喷淋系统对控制源项释放及热量的影响。基于典型的百万千瓦级压水堆核电站模型,利用一体化安全分析程序MAAP建模,分析计算CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种源项释放模型反应堆一回路热管段破口叠加高、低压安注失效的事故序列和后果。结果表明:裂变产物源项主要在压力容器内释放,释放量远多于压力容器外的释放量。CORSOR-O模型下压力容器最晚融穿,安全壳失效最早;ORNL-BOOTH中压力容器虽最先融穿,但安全壳失效远晚于其他两种模型。源项释放差异导致不同模型衰变热现象不同,主要热源皆为挥发性裂变产物。开启喷淋不仅可以使悬浮碘化物充分控制在安全壳内,还能有效带走源项产生的衰变热,降低安全壳压力,保证安全壳完整性。

CPR1000机组试验创新及实施

阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一。RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分,由于阳江项目RIS/EAS系统首次采用国产化泵和电机,存在各种问题,如泵扬程不足,机封漏水,导流壳存在飞边毛刺,电机振动值高等。随着机组调试的推进,核岛穹顶和地坑状态的完善对于问题的解决越来越不利。鉴于以上背景,将开盖冷态试验的部分试验方法和过程加以创新优化,在舍掉穹顶和地坑的前提下成功验证EAS/RIS泵的性能。该试验方法的创新在保证核安全的前提下,节省了大量成本,对于其他系统和项目的调试也具有一定的借鉴意义。

法国核监管部门同意启动世界上最大功率的核动力堆

[美国《核子周刊》1996年7月25日刊报道] 法国核管理部门主任Andre-clauoleLacoste于7月24日表示,同意启动世界上最大的核动力堆,这座堆是法国电力公司(EDF)的舒兹B1号1400 MW级压水堆。舒兹核电站发言人Robert Cotel 7月24日说,该堆在一回路冷却剂稀释16—20个小时以后大概于7月25日早上达临界,并在6周内并网发电。 7月4日,由于安全壳喷淋系统无意中地被放射性污染,法国核监管部门(DSIN)将舒兹B1号堆的启动推迟了几天。