CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。

RCM技术在CPR1000核电机组的创新发展与应用

基于M310核电机组多年RCM应用实践,结合现场应用需求提出了改进型RCM技术(RtCM),对RCM技术流程进行了改进和创新,增加了定量化分析和维修模板的应用,在CPR1000核电机组中得到广泛推广。实践证明,RtCM技术应用优势和成效显著,能够快速、高效的完成设备维修策略的制定和优化,实现了分析资源的合理配置和降本增效,对其他核电企业维修优化亦有借鉴价值。

CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化

核电厂的安全运行越来越受到人们的关注,首先介绍了CPR1000核电厂主给水系统的特点及功能,针对核电厂调试过程中出现的主给水泵备用泵无法正确联锁启动的问题进行了分析,充分考虑核电厂主给水泵运行的各种工况,对主给水泵备用泵启泵逻辑进行了优化,增强了核电厂运行的安全可靠性。

CPR1000核电蒸汽转换器系统(STR)设计特点

本文从系统设计、运行控制方式及设备布置等方面对CPR1000核电机组蒸汽转换器系统进行介绍,为核电设计、设备制造等提供一定的参考。

CPR1000核电站除氧器瞬态计算研究

以CPR1000核电机组除氧器瞬态过程为研究对象,分析甩负荷工况下的热力学参数变化。通过建立计算模型并编制计算软件,得出除氧器压力、温度、水位以及给水泵的有效汽蚀余量等参数随时间变化的曲线,制定凝结水和稳压蒸汽流量调整策略,从而为核电站除氧器优化布置以及确保给水泵安全运行提供有力依据。

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

CPR1000核电汽轮机热力性能试验中不确定度的计算

为了评价CPR1000核电汽轮机热力性试验的试验质量和试验结果的可信度,对CPR1000核电汽轮机热力性能试验中诸多测量参数以及热耗率的不确定度进行了分析探讨,并给出相应的计算公式。以红沿河2#机1 118 MW核电汽轮机热力性能试验为例,进行了主蒸汽压力、主蒸汽湿度、主蒸汽流量、主给水压力、主给水温度、排汽压力、发电机出力和热耗率不确定度的计算。最终计算出热耗率的不确定度为0.505%,该结果表明试验质量和试验结果的可信度均较好。

EPR与CPR1000核电站波动管焊接差异分析

通过对EPR与CPR1000核电站波动管安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程的详细对比分析,阐明了两者的异同,为核电站主回路系统波动管的安装提供了重要的参考。

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。

CPR1000核电厂地震仪表系统设计优化

简要介绍了CPR1000核电新项目地震仪表系统设计优化方案,并将优化方案与岭澳二期的方案进行了对比,重点分析优化方案如何在满足法规、标准要求的同时,完善地震仪表系统的安全评价分析信息测点功能。

浅谈CPR1000核电站常规岛中低压管道安装

文章围绕CPR1000核电站常规岛中低压管道的安装工艺进行探讨,在简述了安装流程的基础上,着重对管道、阀门、支吊架等设备的安装方法及相应注意要点等内容进行阐述。

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

CPR1000核电厂安全级DCS研究

目前在建CPR1000核电厂(红沿河、宁德、阳江、防城港等)仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS采用日本三菱电机的MLETAC系统,非安全级DCS采用和利时的HOLLIAS-N系统。安全级DCS系统设计遵循单一故障、多样性、独立性、冗余性等原则,本文将对安全级DCS进行介绍。

CPR1000核电厂无刷励磁机转子绕组脱焊故障查找和处理

介绍了无刷励磁机转子绕组端部并头套部位脱焊故障点的定位和处理措施。根据励磁机转子绕组电气接线展开图特点,采用不同方法测量了转子绕组的直流电阻,通过对不同方法测出的试验数据和出厂试验数据分析,对转子绕组通入大电流温升试验和拆开疑似故障点再次试验验证的方法,最终确定了脱焊故障点。在现场用大功率中频焊机对绕组并头套脱焊故障点处理,最后手包绝缘、干燥处理后,顺利通过了验收试验。该缺陷有效的处理和解决,作为该型机组重要经验反馈,为该类型故障的查找和处理积累了宝贵的经验。

CPR1000核电机组主泵热屏隔离设计分析与改进研究

针对CPR1000核电机组,如大亚湾、岭澳和岭东核电站等的主泵热屏冷却设计进行了分析研究,分析可行的改造方案来实现其有效隔离功能。在满足单一故障准则的同时,在全厂失电的工况下,可以保证主泵轴封流量并实现隔离,以避免RRI泵重新投运时对主泵轴封造成热冲击导致损坏。

浅谈CPR1000核电站特种门国产化

岭澳二期创下了CPR1000核电站特种门在国内加工制作的首次记录,为核电站特种门的国产化实现了全新的突破,推进了核电设备的国产化进程。

CPR1000核电机组废液处理系统布置方案改进及实施

2011年新国家标准(GB 6249—2011和GB 14587—2011)的颁布,使得CPR1000核电机组废液处理系统(TEU)的处理能力在三废设计源项不变的情况下不能满足设计要求。针对新的国家标准,提出了TEU系统的工艺改进设计方案,通过各个角度的布置方案的分析论证,得出具有可行性的工艺系统布置改进方案;运行结果证明,采用新的工艺设计的CPR1000机组TEU系统放射性液态流出物的废液活度浓度达到标准限制要求。

CPR1000核电机组加热器系统炯损分布规律研究

热力学第二定律及热经济学结构理论构建的加热器系统火用分析方法。可以全面分析加热器系统火用损分布规律。以CPR1000核电机组加热器系统为例进行了计算，得到系统在热力学方面的薄弱环节，利于今后采取相应的措施对其进行改进。

CPR1000核电厂重要厂用水系统管道的安装

院在CPR1000核电厂中,重要厂用水系统(SEC)是一个开式循环系统,流动介质为海水,通过海水冷却设备冷却水系统(RRI)并联的RRI/SEC板式换热器,将收集的热负荷输送到最终热阱-大海[1]。每台机组的SEC系统由两个独立的且实体分隔的冗余系列组成,每个系列有100%的容量,并且由相应的柴油机厂房应急电源供电,以保证系统在失去一次侧冷却、失去外电源等事故下能正常地运行,从而保障核电厂的正常运行。为了抵御天然海水的腐蚀性,重要厂用水系统主要采用阴极保护碳钢管、氯丁橡胶衬胶管、环氧树脂玻璃纤维管等管道,这三类管道相比普通钢质管道均有自己独特的安装特点,要使系统达到设计的防腐要求,从施工层面来说,首先必须掌握其正确的安装方法。下面对其安装要点进行简要分析与总结。

CPR1000核电励磁机定子绕组开匝故障处理

文章介绍了核电无刷励磁机定子线圈受外力导致匝间开裂后的处理方法。通过匝间冲击试验、交流阻抗试验等试验手段,可有效检测匝间绝缘是否损伤及损伤的严重程度,采取复型、填充绝缘、烘焙等处理方法,缺陷得以有效解决,为该类型故障的查找和处理积累了宝贵的经验,保障了电厂机组安全稳定运行。