M310系列核电厂一回路压力超出运行技术规范要求事件分析

近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件。相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)。NS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因。RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态引发机组负荷快速变化时,稳压器压力控制系统来不及响应,频繁发生一回路压力超出技术规范要求的事件。基于上述事件分析结论,通过加强NS/RRA模式下操纵员行为管理,改进M310系列核电厂运行技术规范要求,能够有效避免一回路压力超出运行技术规范要求。

运行技术规范中的一回路压力定值

国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下"一回路系统压力维持在155±1 bar. a",但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

ARE主给水隔离功能的运行技术规范管理分析

多年以来,由于运行技术规范缺少ARE系统(给水流量控制系统)主给水隔离功能不可用的管理要求,一方面使得相关核电机组对ARE系统主给水隔离功能不可用的管理存在显著差异,另一方面也影响运行技术规范的完整性、运行技术规范与监督要求的自洽性,不利于相关核电厂的安全管理。本文通过对ARE系统主给水隔离的安全功能、设计基准事故分析和运行技术规范准则筛选进行分析,阐述运行技术规范要对其进行管理的必要性,通过给出安全要求、事件描述、适用范围、事件组别和应采取的措施来说明怎么进行管理,并使用工程判断结合PSA(概率安全分析)方法给出后撤时间要求。

SEC系统改进对运行技术规范的影响分析

红沿河核电厂位于渤海湾北岸,冬季海水温度较低,为保证电厂质量安全相关的设备冷却水满足正常及事故情况下温度要求,对电厂重要厂用水系统——SEC系统进行了改造;SEC系统为电厂的最终热阱,其改造涉及电厂事故工况处理,影响运行技术规范内容的修改,通过分析改进部分安全功能,考虑机组运行的实际需求,确定对电厂运行技术规范的影响。

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。

核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入。为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范。本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备不可用记录和管理的改进建议。

核电厂安全壳扫气回路投运时间的论证分析

近年来,部分核电厂出现了安全壳内惰性气体含量上升及氧气含量下降的现象,气体浓度超出了人员进入安全壳内工作的国家标准,人员无法进入安全壳内开展工作导致核电机组大修延期,给核电厂带来一定的经济损失。在这种情况下,核电厂通过投运安全壳内大气监测系统扫气回路对安全壳内气体进行吹扫,降低安全壳内惰性气体含量或提升氧含量,以满足人员进入安全壳内工作的国家标准。针对大气监测系统扫气回路投运后对安全壳内惰性气体、氧气浓度变化以及对核电厂第三道屏蔽的影响,本文采用一维解析模型及概率论安全影响分析的方法进行论述,并给出大气监测系统扫气回路投运时间的合理化建议。

事故后监测仪表探讨一例

在三里岛事故后,美国核管会对核电厂事故后监测系统有严格要求,并以其监管导则为事实标准。大亚湾核电厂的事故后监测系统纳入了运行技术规范的管理。通过对一回路冷端宽量程温度计是否可从运行技术规范管理范畴移除的探讨,示范一种判别选择纳入运行技术规范管理的事故后监测仪表的方法,给出需要考虑的因素。

海南核电机组一回路冷却剂泄漏率试验优化

核电厂反应堆一回路冷却剂的泄漏率是机组正常运行期间监视的重要参数,运行技术规范对一回路冷却剂的泄漏率有严格要求。反应堆冷却剂系统开口后泄漏率试验(PT1/2RCP002)是超运行技术规范试验,试验压力为15.8 MPa(a),超出运行技术规范对一回路冷却剂压力的限制为(15.5±0.1)MPa,有一回路意外超压导致压力边界破裂损坏风险。对PT1/2RCP002泄漏率计算公式进行分析完善,以获得更加准确的计算结果,同时探讨用PT1/2RCP010替代PT1/2RCP002的可行性,以降低机组意外超压风险。

CEPR厂用电交叉供电设计和实现方案

台山核电中国先进压水堆(CEPR)是世界上先进的三代核电技术。根据安全负荷冗余要求,CEPR核岛厂用电系统配置为相互独立的4列。不同种类的交叉供电设计,保证4列工艺系统安全负荷冗余运行符合要求,为各独立列维修提供照明、电源等,是保证4列冗余条件下缩短维修时间的必要手段。机械联锁确保交叉供电正常切换和运行,并通过"特殊条件"保证了和CEPR隔离原则和运行技术规范的一致性。