海水泵房液位控制器在重水核电厂的改进与应用

某重水核电厂海水泵房的主要功能是在任何潮位下,向凝汽器循环水泵和原水服务水泵提供足量的过滤海水。海水泵房液位控制器为主控室提供旋转滤网前后液位和液位差数据,且实时监测海水潮位信号,对重要海水冷却水系统、凝汽器循环冷却水系统等正常运行具有重要意义。液位控制器分别使用过超声波和雷达两种类型的控制器,本文通过对海水泵房液位控制器的原理、使用情况进行介绍,针对控制器故障进行统计和原因分析,并提出优化方案。明确变更选型,不仅需要考虑仪表本身精度以及功能,还需要考虑使用工况,判断是否满足现场的工作环境要求,以此给同类型电厂的设备选型提供参考经验。

CANDU6重水堆核电厂空气冷却器皮带断裂研究

反应堆冷却系统是重水堆核电厂安全相关系统,能够使反应堆厂房内的空气温度维持在工作人员和设备可接受的水平,防止对厂房及设备造成可能的危害,冷却反应堆构筑物混凝土,避免高温催化,同时在失去冷却剂(LOCA)的情况下协助喷淋系统对反应堆厂房进行冷却。在预维周期内,重水堆空气冷却器皮带多次出现断裂问题,降低了设备的可靠性,增加了备件消耗。通过分析皮带断裂缺陷并制定相应的纠正行动,降低皮带断裂缺陷发生率,提升设备可靠性。

CANDU6重水堆核电厂压缩机深度检修研究

简要介绍重水堆生产系统各类压缩机的部分运行参数范围说明、报警值或采用的通用技术标准等参数,分析在一定情况下存在与电厂系统实际运行情况不匹配、无法反映出设备的运行趋势变化、无法在设备故障前进行干预判断等问题。提出了采用设置设备检查参数范围、设备运行参数检查记录、设备运行参数干预数值等措施的建议,以达到提前对设备异常状态进行故障前提前干预、快速查找处理缺陷的目的。

重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。

秦山重水堆核电厂的主要设计改进

为了改善电厂性能 ,在CANDU 6设计的基础上作了 90余项设计变更和改进 ,使其在设计上已成为目前世界上在建造、运行的CANDU 6机组中最好的重水堆核电厂。

秦山重水堆核电厂的主要设计改进

为了改善电厂性能，秦山重水堆核电厂在CANDU6设计的基础上作了90余项设计变更和改进，使其在设计上已成为目前世界上在建造，运行的CADNU6机组中最好的重水堆核电厂，这些设计改进对同类核电厂具有重要的参考价值。

计算机在秦山三期（重水堆）核电厂的应用

本文概要地介绍计算机在秦山三期（重水堆）核电厂各个领域中的应用。

重水堆核电厂热传输系统泄漏事件树分析

根据重水堆核电厂的系统设计特点以及核电厂应急运行规程,分析了热传输系统泄漏事故的事件进程,之后,分析了本文和AECL事件树的差异,最后,提供了热传输系统事件树。

印总理要求内阁研究核电厂建设拖延问题

【美国《核子周刊》1991年7月18日刊第2页报道】印度计划执行部要求内阁秘书处对4项严重拖延的核设施建设工程进行审议。印原子能部(DAE)未将这些设施投入运行的修改日期通知该部,因此这个部估计,计划超支将使印度再支付120亿印度卢比(IR)(4.615亿美元)。

重水堆核电厂氚职业内照射的辐射防护管理实践

氚是核电厂常见的放射性核素。由于反应堆堆芯的设计特点, 重水堆核电厂存在较高的氚职业内照射风险。秦山第三核电厂是我国唯一的重水堆核电厂, 拥有2台CANDU6型重水堆核电机组。自2003年全面投入运行以来, 秦山第三核电厂严格开展氚的场所和人员辐射监测, 持续优化氚的监测技术与防护方法, 确保核电厂人员的辐射安全和职业健康。2003-2022年以来, 秦山第三核电厂未发生氚内照射所致的个人超剂量限值受照, 职业照射年人均氚内照射有效剂量低于200 μSv, 平均年度氚内照射集体剂量占电厂总集体剂量年均份额的18.6%, 远低于全世界重水堆核电厂20%~30%的平均份额。由此说明, 氚内照射的剂量监测和辐射防护管理实践是有效的。

重水堆装卸料机管嘴安全锁故障分析及处理

管嘴组件是核电厂重水堆装卸料机的重要组成部分,安全锁在其抱卡到燃料通道的过程中有重要作用,一旦失效将导致冷却剂泄漏、装卸料机意外解抱等严重后果。针对秦山核电三期重水堆装卸料机管嘴安全锁的故障,详细分析安全锁不到位、指示失效等现象,证明装Y尺寸、抱卡力设定不当及位置开关的影响,并提出改进Y尺寸设定、开关设定及开关换型等优化方案,符合核电厂长期安全稳定运行的策略。

重水堆^3H排放量控制值的建议

为满足急需 ,根据重水堆核电站的实际释放资料 ,参照国标GB 62 49-86对压水堆流出物中放射性核素释放的控制水平 ,并考虑到秦山厂址多堆型、多机组的特点 ,对可适用于秦山三期重水堆核电站的3 H排放量控制值提出了建议 。

重水堆核电厂在线测氚系统抽气方式的改进

重水堆核电厂利用电离室分析技术进行氚浓度监测。为解决其在线实时氚测量系统不能连续对多个区域进行测量的不足,提高测氚系统可靠性,对测氚系统抽气方式进行了改进。在线按序测氚改进后的测量结果,提高了氚浓度测量的准确性和实时性,为核电厂反应堆厂房内的氚泄漏定位和人员辐射防护提供了重要依据。