核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。

安全壳地坑液位计自动校准装置

三门核电机组使用西门子超声波液位计测量安全壳地坑中放射性废水的液位。超声波液位计具有测量精度高、安装简便、不接触介质等优点,由于其精度高,难以实现现场校准,根据监督试验1/2-RCS-VT-306要求,每次机组大修均需执行安全壳地坑液位计的通道校准监督试验项目。设计了一种超声波液位计的校准装置,简化了原有方案,具有提高校准精度、降低人员剂量、避免人员及设备沾污、省时省力等优势。

新型压水堆核电站安全壳地坑过滤器设计

针对原有压水堆核电站安全壳地坑过滤器设计的不合理,以阳江核电1号机组为例,对新型地坑过滤器的设计进行了阐述,主要包括总体布置方案、粗拦截网设计、滤筒设计、汇流槽设计、密封板组件设计、防涡格栅设计、锚固及支撑件设计等内容,以供参考。

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网,从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求,首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法,并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。

WWER核电站安注安喷系统转地坑运行工况分析

核电站安全壳地坑系统是为了应对核电站一回路主冷却系统管道发生破口事故时,收集并向安全注射系统、安全壳喷淋系统提供冷却剂,保证核电厂堆芯冷却和余热排出。本文以WWER核电厂为对象,通过模拟事故工况,设备真实动作试验的方法采集相关系统运行工况及试验数据,并进行分析对比,结果表明该事故工况下能够建立安全壳地坑-安注系统、安喷系统-反应堆堆芯、安全壳-主管道破口-安全壳地坑的循环,可以保证堆芯的长期冷却和安全壳的放射性包容功能。