核电厂气载放射性包容通风系统成组控制技术研究

成组控制技术的应用可大幅提升系统的自动化控制水平,本文对成组控制技术在核电厂气载放射性包容通风系统应用进行了研究和总结,并根据气载放射性包容通风的设计目标,制定了典型的成组控制方案,可大幅提升此类通风系统自动化运行水平,减轻操作员的操作负担,降低人因失效风险,标准化系统工艺和控制设计,同时也便于根据需求差异,扩展和优化部分子功能的控制设计。

核电厂放射性包容与通风系统

核电厂在正常运行和事故工况下均会产生放射性物质,通风系统可以用来大大减少正常运行、事故工况下放射性核素的释放,并能起到缓解事故后果的作用。文章阐述了核电厂放射性包容和遏制系统,以及空气净化装置的组成和功能,通过综合对比各国标准,并在充分考虑我国基本国情的基础上,给出CPR1000与CPR1000+设计中可采用的部件的气密性要求和HEPA过滤器和碘吸附器的效率指标的推荐值,以供相关设计人员参考。

钠冷快堆安全壳设计研究与探讨

安全壳是核电厂专设安全设施的重要组成部分,其主要功能是保证从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽量低的水平,在运行状态下不高于监管排放限值,以及在事故工况下满足可接受的限值。文章对国内外钠冷快堆安全壳的设计进行了调研分析,并结合在建快堆项目安全壳的实际设计情况,对钠冷快堆安全壳设计的关键问题进行了研究和探讨。池式钠冷快堆的放射性物质集中在主容器以及与之相连的一回路核辅助系统,一回路钠泄漏不会出现“闪蒸”现象,设计基准事故工况下不会对反应堆大厅造成明显的压力和温度影响。反应堆厂房内由保护容器、堆顶防护罩、放射性氩气包容和放射性钠气溶胶包容等组成的包容系统可以保证放射性物质包容功能的实现。目前在建快堆项目考虑到钠冷快堆的固有安全特性,在安全壳边界物项的具体设计上与传统压水堆的安全壳相比有一定差异,同时设计中对安全壳边界物项的局部泄漏率要求进行了梳理分析和比例分配,但安全壳的整体设计尚缺乏实际运行数据的支持,其最终设计效果还有待整体密封性试验的结果来进行验证。

国和一号关键核安全技术研发

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。