CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案,并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明,该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值,消除一回路超压的风险。

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP/RELAP5/MOD3.1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ０２ ， 对２００ ＭＷ 池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ＡＴＷＳ） 事故， 即断电ＡＴＷＳ 事故、误提棒ＡＴＷＳ 事故、外负荷丧失ＡＴＷＳ 事故等进行了计算和分析。结果表明， 在事故过程中， 主要参数没有超出允许范围； 不需任何设备动作和人员干预， 反应堆就能自动降功率， 进入热停堆状态并维持长期堆芯冷却， 具有较高的安全性。

核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化

某核电项目由于汽轮发电机组、凝汽器弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型设计方案变化,技术上较CPR1000核电典型设计存在明显差异,原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”逻辑控制技术方案需要设计优化。通过分析该核电项目技术方案,计算、分析汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆、旁路系统闭锁等工况下凝汽器参数变化规律,研究满足此项目核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决主蒸汽系统、反应堆冷却剂系统管道瞬态工况下超压的设计问题。

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。

非能动反应堆蒸汽排放控制分析

汽轮机旁路排放系统以可控的方式将主蒸汽母管的蒸汽排放至凝汽器,从而最大程度地减少正常运行工况(包括启动、停堆和机组冷却)和非正常瞬态(包括汽机跳闸和阶跃降负荷)对反应堆冷却剂系统的影响。该文主要对其运行方式,控制和闭锁进行了阐述,并进行未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)下的事故分析,为运行和维护工作提供指导。

DAS实施关键技术问题分析研究

设置多样化驱动系统(DAS)是应对数字化反应堆保护系统软件共因故障的有效手段。通过对在役核电厂的仪控系统实施DAS改造,可显著提升核电厂应对软件共因故障的能力,进而提高核电厂的安全水平。从DAS的基本功能需求出发,提出了在役核电厂实施DAS改造的可行方案。该方案共用反应堆保护系统的仪表和优选模块,因而具有较好的经济性和可实施性。对基于该方案的一些关键技术问题,如DAS规模的确定、优选模块的技术要求、人机接口管理以及DAS事故处理程序的开发等,进行了深入分析;对该方案实施过程中需满足的技术要求,包括仪控设计的通用技术要求,如防误动、信号解耦和隔离以及其他要求如供电要求等,进行了简要探讨,并给出建议措施。这些建议措施可为在役核电厂的DAS改造提供有益指导,对在建核电厂的DAS设计也具有参考意义。

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。

ATWS事故的实时模拟及处置

介绍了在清华大学核电站模拟培训中心的全尺寸模拟器上对丧失主给水ＡＴＷＳ事故的实时模拟，模拟结果表明，主要电站参数变化趋势与国外ＡＴＷＳ事故分析结果符合较好；发生ＡＴＷＳ事故后只要及时进入应急运行规程，执行停堆、停汽轮机、紧急注硼和启动辅助给水等操作，事故后果可以接受．

大亚湾及岭澳核电站ATWT保护失电风险

为分析没有紧急停堆的预期瞬态(ATWT)保护与其他反应堆保护实现方式的不同,本文以大亚湾及岭澳核电站为依据,从反应堆保护系统的设计原理入手,用系统接线图详细分析了ATWT反应堆保护的实现方式和供电电源丧失对机组的影响。综合上述分析,给出了大亚湾及岭澳核电站在ATWT保护叠加供电电源丢失工况下,重新恢复供电电源时的开关送电顺序。

ATWS事故工况下的应急初始条件和应急行动水平在核电厂的应用

本文描述了在未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)事故工况下应急初始条件及应急行动水平在PWR核电厂和CANDU核电厂的应用,并对这两种类型核电厂在ATWS事故工况下相同应急初始条件的应急行动水平的不同进行了比较。

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜（RPC）为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化，结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的，通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配，可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计，提高核电厂的可靠性。

AP1000核电厂ATWS事故分析

对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统(RPN)中间量程通道(IRC)的输出电流在核功率(Pn)小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案(FCRS)确定后,IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度(SF)。根据未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT)设计功能和RPN安全准则,得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时,必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值,以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案(FCRS18)的机组应选用SF较小的探测器,以降低IRC提前饱和问题发生的几率。