华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究

作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。

基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究

研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破裂事故中的可靠分析,得到系统在不同时间点的可靠性数据;对GO-FLOW方法和故障树方法的计算结果进行对比,找出其结果差异的原因,分析两种方法的计算特点,得出两种方法在系统可靠性评价中的应用特点。

秦山核电厂高压安注系统可靠性分析

文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂高压安注系统的薄弱环节、改进系统设计提供了参考依据。

核电厂高压安注系统再循环管线节流孔板的分析与改进

某在役运行VVER核电厂高压安注系统(JND)在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。

核电厂低压安注系统安全阀取压管线断裂原因探究

某核电厂大修期间执行安全注入逻辑试验(RPB013)时,低压安注系统(RIS)B列安全阀取压管线突然发生断裂,造成低压安注水泄漏。取压管线断口分析为高周疲劳振动断裂。通过管线安装、系统振荡调查等方面分析,并利用水锤分析的数学模型,对振动现象进行了复现,明确了造成取压管线断裂的原因,提出了防护对策,为核电厂的安全运行提供了有益的参考。

安全注入系统设计研究

安全注入系统是核电厂非常重要的专设安全设施之一,其设计需要满足事故分析的要求,即事故工况下注入堆芯的硼水流量应能够保证不同事故工况下堆芯的安全。本文以国内某新堆型为例详细介绍了安注系统的一种设计流程,给出了安注系统配置方案和设备的初步选型结果,分析了系统设计中注入点间流量不平衡量的计算及确定方法。最终依据上述条件分别计算了考虑和不考虑注入点间流量不平衡时的安注流量,并根据计算安注流量得出了安注系统流量调试验收准则。

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

秦一厂安全注射系统维修规则分析

传统上核电厂均采取纠正性维修及预防性维修,但维修不足、过度维修以及维修不当均会对核电厂构筑物、系统和设备产生不利影响。近年来的国际经验表明,核电厂采用基于构筑物、系统和设备有效性和维修风险管理的维修规则(MR),能够提高维修的有效性。本文对秦一厂安全注射系统进行维修规则分析,首先确定系统边界,筛选出安全注射系统的MR功能;列出影响功能的设备及其故障模式清单;算出各功能组失效概率和功能重要度;再确定该系统的可靠性指标和可用率指标,并通过历史数据对制定的指标进行验证。这样电厂可以根据以上两个指标对该系统各功能组进行监督评价,并根据评价结果对维修规则进行优化调整,避免维修不足和过度维修。

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。

大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明,低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却,并防止硼酸结晶。

中压安注注射管线压降系数计算及误差分析

中压安注注射管线的平均压降系数(L/D)m对于核电站的安全非常重要,文章计算了某核电站中压安注系统的(L/D)m以及其误差Δ(L/D)m,结果表明(L/D)m=586.40,(L/D)m+Δ(L/D)m=608.10,(L/D)m-Δ(L/D)m=564.70,压降系数及误差符合核电相关的安全准则要求,该系统可以实现其安全功能。

核级典型电动截止阀FMECA及试验验证

作为核反应堆系统中的关键能动设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其安全性直接决定着核反应堆安全及人员安全。本文针对安注系统电动截止阀,基于使用特点对其开展故障模式、影响及危害性分析(FMECA),找出其结构中潜在的故障模式及其原因与影响,并根据失效分析结果有针对性地开展寿命试验,以激发潜在的故障,验证分析结果并获得该阀最为典型的失效模式。

UPM共因失效分析方法在概率安全评价中的适用性

对整合部分法(UPM)这个共因失效(CCF)分析方法作了简要介绍,结合30万千瓦核电厂高压安注系统故障树分析,对UPM和另一常用的CCF分析方法作了比较分析,确定了在概率安全评价及系统故障树分析中采用UPM进行CCF分析的有效性、适用性。

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。

核电厂管线中的热分层现象

由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中,而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX,采用κ-ε湍流模型,以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象,数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上,通过改变阀门渗漏冷水的流量、支管的结构等参数,进一步研究支管中热分层现象与这些参数的内在关系,从而得出了影响热分层现象的主要原因及热分层现象发生的一些规律。

核电厂管线中的温度振荡现象研究

在核电厂中,如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳,对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象,运用计算流体力学软件,结合二次开发,采用修正的k-ε模型,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象,并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合,并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象,为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。

法国—体化压水堆C.A.P述评

本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期短,造价低,已成功地用于法国第二代攻击型核潜艇,适用于小型核动力,有重要参考价值.

CPR1000机组低压安注泵流量校核试验不满足准则时的分析

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)低压安注系统(LHSI)泵流量校核试验不满足验收准则时,需要对管路系统中的限流孔板进行调整。通过工程流体力学计算分析,可以得到各种条件下限流孔板的调整方法。应用该分析方法,可以准确地得到满足LHSI运行要求的限流孔板尺寸。该分析方法有效地解决了在低压安注泵流量校核试验不满足准则要求时,如何对管路系统中限流孔板进行更换的问题。

核电厂运行大修值管理模式创新

概述国内某核电机组3、4号机组经过8次换料大修,结合该核电机组运行的实际情况,创新性地对'大修运行组'的运作模式进行优化,完成从临时性的大修运行小分队到整体运行值运作模式的转换。适应了常态化的'短大修'需要,保证按期高质量完成大修运行任务,最大限度利用现有的人力物力资源,提高大修运行管理水平。背景保证大修工期、培养人才梯队。