反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸。其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆。设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值。与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统。其安全准则选用的液位报警逻辑参考了M310的设计,但在"华龙一号"中,其无法满足安全准则的要求,本文对其安全液位触发逻辑与M310的相关逻辑进行了对比分析,对"华龙一号"反应堆硼和水补给系统的安全液位逻辑进行了分析改进。为后续"华龙一号"的硼酸罐安全液位的设计提供参考。

核电厂反应堆硼和水补给系统水箱氧含量异常原因分析及处理

中广核阳江核电有限公司核电机组自投入商业运行以来,除盐除氧水贮存箱REA001/002BA共出现15次氧含量超标事件。该水箱主要用于向一回路换水补给,氧含量超标会导致核电站一回路补给水质不合格,严重影响机组安全运行。从REA001/002BA制水回路设备、REA水箱房间设备、泵房间管道和阀门以及REA取样间设备等4个方面,对氧含量超标问题进行分析并提出了处理措施。

秦山第二核电厂硼和水补给系统制硼方案的研究与改进

由于秦山第二核电厂在正常运行期间硼和水补给系统制硼操作效率低且在大修期间相对时间紧迫,同时为配合电厂长燃料循环对硼浓度的要求,对目前制硼操作的一些相关问题加以定性分析,并在原系统制硼设计的基础上提出了用于提高效率、满足冗余度要求及提高可靠性的优化措施,初步形成在长燃料循环后制硼工作的改进方案。

岭澳核电站一号机硼水补给系统单/双泵流量调节试验与分析

阐述一种通过改变孔板孔径分别进行单/双泵运行流量调节试验的方案,是将一种基于beveled-edge型孔板理论计算方法应用于工程实践中,从而解决了岭澳核电站一号机组长期以来存在的硼水补给系统补水流量低于设计值的问题。

关于反应堆硼和水补给系统水箱氧含量异常的分析与处理方法探究

反应堆硼和水补给系统(REA)是化学和容积控制系统(RCV)的支持系统,主要是制备、贮存和供应反应性控制、容积控制和化学控制所需要的各种流体,其补给水箱是一回路系统补给水的重要设备,对电站的安全运行有着重要意义。秦二厂三、四号机组自运行以来,REA补给水箱就存在氧含量超标的问题,曾先后多次对其换水、连接管道缠绕塑料薄膜等都只能暂时解决缺陷,本文结合以往运行、维修经验,探讨分析了引发REA水箱氧含量异常的原因,有针对性地提出了处理方法。

反应堆硼和水补给系统补水流量偏低问题分析与治理

针对某核电厂反应堆硼和水补给系统(REA)补水时,单泵运行最大流量不满足运行操作导则要求的流量范围的问题,开展泵的性能分析、管道内漏分析、管道流阻分析及仿真验证等。经分析发现,REA系统补水流量偏低是由于阀体导向结构的升降式止回阀结构设计不合理,阀门流量系数偏低所致,现场更换阀门后,REA系统补水流量满足运行操作导则的要求。

核电厂除盐水箱氧浓度CFD数值分析

压水堆核电厂除盐水箱中的氧含量受到严格的控制,本文采用CFD方法分析核电厂运行中除盐水箱的氧浓度。通过引入并求解用户自定义标量方程,分析了充水和排水工况氧浓度分布,结果表明:充水和排水操作仅对水箱与平衡管接口附近的氧含量分布有影响,对充/排水接管及水箱大部分区域的氧含量分布影响较小。

REA水箱氧含量升高原因分析

反应堆硼和水补给系统(以下简称"REA")是重要的核辅助系统之一,在核电厂正常运行工况下,通过化学和容积控制系统向反应堆冷却剂系统提供所需的含硼水以控制反应性和补偿其容积变化等重要功能。本文对REA补给水箱在正常运行和调试期间出现的氧含量身高的问题进行了原因分析,总结了处理措施,为其它机组类似问题的解决提供参考。

压水堆核电站LOCA事故最大上充流量的数值研究

本文采用计算流体软件Flowmaster7.5针对大亚湾核电站化学和容积控制系统与硼和水补给系统进行了模拟。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证模型的可靠性。并根据所建模型,在LOCA事故发生后,启动不同数目的上充泵对一回路进行充水,研究最大上充流量与一回路压力之间的关系。