高位排气系统排放容量要求及主要影响因素分析

在三哩岛事故中,反应堆冷却剂系统内氢气气泡的产生并积聚在压力容器顶部位置阻碍了冷却剂流动,从而影响了堆芯的冷却效果。为消除事故过程中大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体对机组安全造成的重大威胁,电站需要设置压力容器顶部的事故排气系统,在事故中通过此系统将大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体排出。对于高位排气系统,其排放不可凝气体的容量受多种因素的影响,文章将对此系统排放容量的要求及其因素进行分析。

压水堆核电站反应堆压力容器顶封头排气管的焊接质量控制

概述了压水堆核电站反应堆压力容器顶封头排气管(Reactor Vessel Head Vent,RVHV)焊接质量控制的关键要素,从坡口制备、组对、定位、焊接以及无损检测(Non-destructive Examination,NDE)等几方面对排气管以及支架的焊接质量控制措施进行了详细阐述,分析了受限空间焊接作业的安全防护措施,为国产化封头排气管提供制造经验。

反应堆高位堆顶排气系统水力载荷分析

压水堆核电站反应堆高位堆顶排气系统用于排出严重事故后期压力容器顶盖内聚集的不凝性气体,由于其上下游压差巨大导致排气阀开闭时管系内承受巨大的水力载荷。两相临界流下的水力载荷是本文研究的难点,作者采用瞬变流理论结合RELAP5仿真计算了瞬态水力载荷,评估了其对管系应力的影响。针对排气阀开闭时间、水封对水力载荷的影响进行对比分析,结果表明:1)水封设置方式及排气阀开闭时间是影响水力载荷的关键因素;2)去除水封或者提高水封温度、延长阀门开闭时间将会大大降低水力载荷及应力水平;3)水力载荷峰值直接影响管系最大应力,峰值越大最大应力比越大。本文研究成果对堆顶排气系统的设计及优化有重要参考价值。

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中,由于一系列的误操作导致稳压器满水,而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭,不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因,即在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)冷却能力充足的情况下,系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸,进而导致稳压器满水,此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施,即在RCS降压过程中,应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力,进而确保冷却剂不发生闪蒸。