VVER机组卧式蒸汽发生器二次侧清洗技术研究

田湾核电站VVER机组采用的是俄方设计和建造的卧式蒸汽发生器,在运行过程中,二回路工质中的杂质会浓缩和沉积在蒸汽发生器二次侧,通过对蒸汽发生器二次侧沉积物成分进行分析,采用模拟试验的方式研究出适合田湾核电站卧式蒸汽发生器的化学清洗配方和工艺;同时针对蒸发器集流管“穴室”存在沉积物堆积的情况,研究出一种卧式蒸汽发生器除盐水-水力冲洗工艺,应用结果表明,可以有效清除蒸汽发生器二次侧“穴室”和管束中堆积的沉积物,保证蒸汽发生器安全稳定运行。

VVER机组寿期末降低一回路溶氢减少活化腐蚀产物的效果研究及应用

本文探讨从VVER机组从源项控制角度出发减少活化腐蚀产物的方法。实行寿期末低溶氢控制思路,减少腐蚀产物的活化几率,经过数十次的实践,功率运行期间活化腐蚀产物的总活度下降了70%,维修冷停期间Co-58占比呈下降趋势,在一定程度上实现了活化腐蚀产物源项的控制,对于同类型的VVER机组具有较好的借鉴意义。

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。

俄罗斯VVER机组环行起重机

田湾核电站1,2号机组为俄罗斯VVER机组,核岛内部的环行起重机整机从俄罗斯进口。介绍了该设备的主要功能、技术参数以及有别于一般核电站环行起重机的关键部件的结构型式和性能特点。

VVER机组国产化氢气复合器可靠性分析初探

目前针对氢气复合器在核岛事故工况下的性能分析,国内外均有较细致深入的研究,但是对于氢气复合器本身的可靠性分析,并未引起各方的关注。而氢气复合器自身的可靠性,则对核岛事故情况下的安全有同样重要的影响,因此根据俄方技术规格书中对VVER核电机组氢气复合器的技术要求,我们按照国内的可靠性定性和定量的分析方法,对国产化的氢气复合器的可维修性、可靠运行时间、瞬时可用度、稳态有效度等指标进行了分析,分析结果满足技术规格书的要求。

VVER机组主回路声驻波的监测和分析

介绍了VVER核电机组主回路的声驻波监测系统,描述了其声驻波监测传感器的布置以及传感器原理。介绍了声驻波的监测方法,举例VVER机组声驻波的监测结果,分析了在机组不同功率下的声驻波特点,并统计列出了声驻波和功率间的关系曲线。

VVER机组堆芯中子源项计算程序的开发和验证

堆芯中子源项计算是反应堆压力容器中子注量理论计算最关键步骤之一。采用Fortran语言,开发了堆芯中子源项计算程序SCON,并基于Balakovo-3VVER-1000基准算例所提供数据,结合中子输运理论计算DOORS软件系统,对SCON开展了验证。结果表明,计算得到的各探测片反应率与基准算例中所提供的实测结果符合良好,证明SCON程序可为六边形燃料组件机组中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也证明本文采用的中子注量率计算软件系统是适用于VVER机组的。

VVER机组反应堆压力容器中子输运计算程序系统的验证

反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较,验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明,各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好,证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。

VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证探究

在核电站生产运行中,VVER机组松脱部件监测系统可以分析生产设备零件的稳定性和完全性,避免设备零件发生脱落意外。本文以某核电站水能高反应堆(VVER)机组松脱部件检测系统为研究对象,探讨了该设备的设计以及结构的组成,对应了现有的运用规范标准和限制条款,提出了优化VVER机组松脱部件监测系统设计的措施建议,希望能够为对应的工业生产单位提供参考借鉴。

VVER机组精处理混床长期停运后投运方式的研究

田湾核电站3、4号凝结水精处理系统设计5列精处理混床,正常运行模式为4用1备。根据统计,3、4号机组精处理混床制水量可达600万m3以上,按额定流量计算,累计可运行89个月。故在正常运行期间,有一列精处理混床将有6个月以上时间处于备用状态,此时如直接投运精处理混床,将导致混床在停运期间释放的TOC、硫酸根、氯离子等杂质直接进入二回路,导致给水、排污水控制指标发生偏离,甚至机组停机的风险。本文主要介绍田湾核电站3、4号机组凝结水精处理混床冲洗及投运方式的选择与优化,避免了投运期间二回路水质波动,减少了混床冲洗水量及冲洗时间。

VVER机组核素Ag-110m净化方法的研究与应用

田湾核电站3号机组在首次大修期间,主要设备辐射水平受Ag-110m影响突出,导致大修场所剂量率较1、2号机组高3~4倍。本文通过对Ag-110m在VVER机组变化规律和存在形态的研究,探讨利用现有的工艺条件去除核素Ag-110m的方法。未经饱和的树脂对核素Ag-110m的净化效率超过90%,经氨钾饱和或被污染树脂的净化效率大幅下降。为解决Ag-110m在VVER机组去除提供基础数据和方法,并在一定程度上实现了活化腐蚀产物源项的控制。

VVER核电机组热腿权重平均温度修正方法研究

针对VVER核电机组一回路热平衡功率计算偏差较大的问题,基于堆内构件三维数值模拟,开展热腿平均温度修正方法研究。提出以特定温度范围内的质量流量份额为权重系数,分析多种运行工况下权重系数的变化规律,建立了一套简化的热腿权重平均温度修正方法,结果表明热腿温度的计算值与机组实际运行时监测的热电阻测量值符合较好。所提出的修正方法有效、可靠,提高了热腿平均温度的准确性,改善了一回路热平衡功率计算偏差。

VVER型核电机组一回路冷却剂溶氢控制技术

VVER机组在一回路溶氢控制技术上存在较大区别,其设计采用向一回路加氨辐照分解生成氢的方式代替直接注氢工艺。本文研究了VVER机组一回路冷却剂中溶氢的影响因素,分析了反应堆核功率、稳压器工况、一回路氨浓度、下泄除气流量等因素对溶氢的影响机理,建立了VVER机组一回路溶氢完整的控制技术,给出了机组启动阶段、机组调峰期间和功率运行期间一回路溶氢控制的一般方法,同时进行了停机期间一回路除气工况对溶氢去除的研究。

VVER机组大修期间燃料缺陷所致辐射风险控制实践

目的对水-水高能反应堆(VVER)机组大修期间燃料缺陷所致辐射风险控制进行研究探讨。方法分析了VVER机组燃料缺陷(气密性丧失)在大修期间的辐射风险,给出应对该类风险需要采取的控制方式。结果经过对VVER机组在大修期间的控制情况进行评价,该辐射风险控制良好。结论针对燃料缺陷所致的辐射风险,在采取相应的防控措施,可以有效降低燃料缺陷带来的辐射风险。

VVER 机组主螺栓拆除困难故障处理及优化措施

田湾核电站1号、2号机组为俄供VVER机组,主螺栓是反应堆压力容器主密封元件的重要组成部分,如果主螺栓因故无法正常拆除,将直接影响大修进度,增加人员集体剂量。田湾核电站1号、2号机组曾多次发生主螺栓拆除困难故障,因此对主螺栓拆除困难故障产生的可能原因加以分析,并提出必要的预防措施和优化措施,尽可能避免此类事件发生。

VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证

介绍了田湾核电站水-水高能反应堆(VVER)机组松脱部件监测系统(LPMS)的设计和设备结构组成,描述了其设计与美国核管会(NRC)RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性,分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能,在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验,获取与压力容器相关的传感器信号的响应,验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。

VVER核电机组主给水系统水锤分析

对核电厂主给水系统水锤现象的主要成因进行理论分析,针对VVER核电机组典型二回路主给水系统,使用AFT Impulse软件进行建模与计算,分析核岛安全壳隔离阀关闭时间与主给水泵事故停运对管系内水锤强度的影响规律。结果表明,在安全壳隔离阀快速关闭的瞬态过程中,阀门入口的压力峰值和水锤力峰值均出现在阀门完全关闭时刻,且随关阀用时减小而增大;停运泵出口管道和给水母管的水锤力较高,但经过应力计算校验,管系能够承受瞬态力的影响。结合模拟计算结果,针对VVER核电机组主给水系统的设计压力选取、阀门选型、管系应力分析等相关工程问题,给出了合理化建议。

某百万级VVER核电机组主给水系统水锤分析研究

本文以某百万级VVER核电机组主给水系统为研究对象,利用PIPENET瞬态计算功能,在归纳给水泵、控制阀门边界条件的基础上,建立数学计算模型,得到了给水泵启动、事故停运、正常停运以及给水泵出口主关断阀事故关闭四个瞬态工况管道内压力、流量和波动力的变化情况。计算结果表明,给水泵事故停运工况水锤力对管系影响最为恶劣,应采取相关措施以保证给水系统安全运行。

VVER核电工程焊接材料不确定问题的处理

对VVER压水堆核电站由中俄转换设计、施工过程中典型的焊接技术问题进行分析,提出了解决俄罗斯供材料、中国供材料及第三国材料及母材分类不确定无法确定焊接工艺材料进行评定问题的流程、措施,对俄罗斯供设备缺陷及材料焊接过程中缺陷的处理提出了解决意见和经验反馈,对缺少焊接工艺及焊工资质的困难的施工技术优化也提出了整改意见,有效落实整改方法可促进中俄技术转换,可促进工程建设进度。

自给能探测器绝缘性能的测量在田湾核电站的应用

田湾核电站所采用的VVER机组是俄罗斯准三代核电技术,其中子通量监测是由铑自给能探测器进行的,该探测器参与反应堆保护,因此其绝缘性能关系到核电站的安全稳定运行。因此仪控人员需对该探测器的绝缘性能及时进行测量,密切关注该探测器的正常与否。本文通过介绍其测量方法在田湾核电站的应用,给相关的工作人员提供参考,同时对其他同类型机组及探测器研发单位提供良好的借鉴意义。