恒压法安全壳泄漏率测量技术的开发与可行性研究

为探究更加稳定、可靠的核电厂安全壳泄漏率测量方法,完善国内外核电厂安全壳泄漏率测量技术,本文开展了恒压法测量泄漏率的可行性研究。通过对试验数据的分析,揭示了恒压补偿计算模型的测量机理及其相比传统绝对压力衰减法的明显优势。研究表明:恒压法可在不同压力环境下获取稳定的补偿流量和泄漏率测量值,温度、湿度补偿量在总补偿量中的占比约分别为20%和1%。壳内气温变化是影响恒压法测量泄漏率的关键因素,尤其在钢制安全壳内,更需充分考虑温度补偿。

安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂的应用及改进

从框架结构及计算模型等方面介绍安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂中的应用,并对发现的各种典型误报警情况进行详细分析,供以后遇到类似情况时可以及时得出结论并排除误报警。对系统的改进措施手动干预功能进行介绍,并通过举例说明改进措施的实施效果。结果表明,改进后的软件在使用过程中,只要试验人员能及时发现异常数据点并及时将其剔除,误报警就可以有效地被制止,确保机组的安全稳定运行。

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统(EPP系统)的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现"安全壳泄漏率异常"的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

安全壳泄漏率在线监测系统的研发及运用

核电建设需要把安全性放在首位。我国正在加大力度对核电站建设技术进行自主研发。本文介绍了安全壳泄漏率在线监测系统的设计方案,并展示了在实际工程中的运用和改进。

安全壳泄漏率在机组启动阶段的超限分析及处理

简要介绍了安全壳泄漏率在线监测系统。针对多个机组在首次向功率运行的启动过程中,都出现了泄漏率高、不确定度高、DCS安全报警被触发等现象,但经实际排查后却未能发现泄漏途径的情况,通过对各机组临界期间采集数据的分析,结合监测系统的算法,对上述现象进行了分析研究,提出了在启动阶段泄漏率的计算并不准确,以及在此期间的处理建议。

核电厂安全壳泄漏率数据增大的分析及处理

以国内某核电厂3号机组运行实例为基础,论述了核电厂安全壳泄漏率数据增大时的数据分析过程,处理建议以及处理效果。发现安全壳泄漏率在线监测系统数据出现增大趋势后,首先尽快对数据增大的真实性进行确认,然后提出有效的处理建议,并对处理效果进行验证。处理建议实施后结果表明,安全壳泄漏率数据快速降低到极小值,避免了增大至报警值的风险,安全壳泄漏率安全可控。

核电站安全壳泄漏率在线监测系统硬件设计与实现

根据核电站安全壳泄漏率在线监测系统的(简称EPP)的需求及特点,提出系统的硬件设计思路,针对系统设计过程的难点,制定解决方案,在出厂测试过程中验证此类功能,取得较好的效果。

安全壳泄漏率在线监测系统设计

本文详细介绍了M310堆型和ACP1000堆型的安全壳泄漏率在线监测系统在测点选取、接线箱及汇线箱设计、端子柜设计方面的不同实施方案,并介绍了系统的供电和接地设计方案,为后续核电站在该系统的设计提供了指导作用。

Nicsys-1000控制系统实现核电站安全壳泄漏率在线监测系统

安全壳泄漏率在线监测系统对核电站机组运行期间的安全壳泄漏率进行在线监测,监视安全壳密封性的变化,在泄漏率达到运行限值时及时通知操纵员采取必要的行动。Nicsys-1000DCS控制系统是北京中核东方控制系统工程有限公司具有自主知识产权的DCS控制系统。在核电秦山联营有限公司扩建项目中,成功应用Nicsys-1000控制系统,实现安全壳泄漏率在线监测。

非绝热安全壳泄漏率测量稳定准则研究

按照ANSI/ANS56.8和NB/T20018—2021等现行标准测量安全壳泄漏率时,均须假设安全壳绝热,因此,标准中的气体质量稳定准则在测量非绝热安全壳的泄漏率时会失效。为了探究非绝热安全壳的密封性评价方法,本研究提出了新的泄漏率稳定准则,并在中国核电工程有限公司廊坊研发基地非绝热科研安全壳上完成试验验证。结果表明,新的泄漏率稳定准则可以用于测量非绝热安全壳泄漏率。此外,某核电厂试验数据表明,新准则还可用于绝热安全壳的泄漏率测量,缩短试验时间。本研究结论可支撑应用科研类非绝热安全壳开展泄漏率研究,优化核电厂安全壳密封性试验技术。

核电厂安全壳整体泄漏率测量分析

文章首先详细阐述了核电站安全壳整体泄漏率试验的测量原理,剖析了其背后的理论机制,比较分析了不同国家核电厂在安全壳密封性试验标准方面存在的差异,揭示了各国在核安全领域的泄漏率计算的差异。在此基础上,结合实际核电厂的情况,对安全壳整体泄漏率的测量计算方法进行了深入综合的探讨,为更准确地评估核电站安全性提供了理论依据。

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。

三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压关键技术及应用

依据三代核电的原始设计,安全壳整体泄漏率试验卸压过程是直接将安全壳内的试验气体排放到外界环境中,中间未经任何空气的过滤,机组带核运行之后,采取这种卸压方式,会导致安全壳内的放射性物质直接排放到外界环境中,不满足流出物排放相关法规标准的要求。本文就三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压流道的改造进行技术分析,提出改造方案,开发卸压控制方案,并在某三代核电机组首次大修进行了成功的实践,克服了三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计缺陷,自主设计的卸压控制方案相较于调试试验大大提高了试验卸压速率。

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案简介

在反应堆达到临界前,作为核安全关键屏障的安全壳必须通过泄漏率试验,以确保在严重事故工况下,外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。泄漏率试验分为整体泄漏率试验和局部泄漏率试验,而安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、且具有较大风险,所以备受关注。文章以海阳核电1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据,简单介绍AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案分析

在反应堆达到临界前,作为核安全关键屏障的安全壳必须通过泄漏率试验,以确保在严重事故工况下,外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。泄漏率试验分为整体泄漏率试验和局部泄漏率试验,而安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、且具有较大风险,所以备受关注。文章以海阳核电1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据,分析了AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

核电厂轴流式止回阀作为安全壳隔离阀的定期试验问题分析和应对措施研究

某核电厂的安全壳隔离阀在设计上采用了较多的轴流式止回阀。这些轴流式止回阀具有转换关闭和保持关闭的安全要求,需要定期的执行安全壳泄漏率试验和动作试验来验证其执行核安全功能的能力。如果在机组运行期间执行的定期动作试验不合格,将会导致进入技术规格书限值,严重情况下需进入安全壳厂房内进行维修。如果在机组大修期间执行的定期动作试验或安全壳泄漏率试验不合格,将会导致机组不能升功率。该核电厂1号和2号机组在调试期间和运行初期出现多次轴流式止回阀定期动作试验和泄漏率试验不合格问题。本文主要通过对其1、2号机组轴流式止回阀的历次试验数据进行分析,提出解决轴流式止回阀定期试验不合格问题的措施,希望能为此类型止回阀的在役试验管理和维修工作提供借鉴。

AP1000核电厂局部泄漏率试验废树脂转运通道贯穿件疏水方法

AP1000核电厂安全壳局部泄漏率试验前需要对化学与容积控制系统中的废树脂转运通道贯穿件进行疏水和吹扫。该管线在机组运行时具有高放射性且在最低处没有设计疏水阀,无法使用常规方法疏水,给管线疏水造成困难。本文基于某核电厂1号机组实践,分析比较几种疏水方法的优劣,并最终确定了先依靠重力疏水,再使用虹吸泵吸水,最后使用压缩空气吹干的方法,安全有效地解决该贯穿件的疏水难题,确保了局部泄漏率试验顺利执行。

拉丁美洲反应堆的若干设计改进

【英国《国际核工程》1992年3月号第12页报道】拉丁美洲现有运行中的反应堆4座,建造中的6座,设计中的新型反应堆2座。运行中和建造中的反应堆有6种不同的技术来源,所有这些项目均因缺少资金而延长了建造时间。然而,延长建造时间在某种程度上为改进安全措施提供了机会。