EPR核电机组部分冷却试验研究与风险识别

部分冷却试验作为欧洲先进压水堆(EPR)核电机组的首堆试验,试验过程中将造成压水堆一、二回路巨大的热冲击,核电厂全寿期内允许次数为15次。为减少重大瞬态试验的风险,本文对部分冷却试验的控制逻辑、试验原理及可行性进行深入研究,总结提炼出5大风险点。并通过模拟仿真对部分冷却试验进行分析,优化试验方案,最终试验一次成功满足核安全要求。     

EPR机组PTR水池液位计校验试验方法研究与应用

针对欧洲先进压水堆(EPR)机组的燃料水池冷却与净化系统(PTR)水池液位计校验试验问题,提出了一种基于联通器原理的试验方法,并设计了专用的试验装置。试验结果表明,新的试验方法可以少占用施工主线工期40 d;可以减少除盐水的使用量3785 t以上;可以避免全水池充水带来的跑水风险。该方法成本低、效率高、实用性强,在核电行业中具有一定的推广价值。     

EPR机组PTR水池液位计校验试验方法研究与应用

Aiming at the calibration test of the fuel pool cooling and purification system (PTR) liquid level gauge in EPR units, a test method based on the principle of the connector was proposed, and a special test device was designed. The results show that the new test method can shorten the construction period of the main line by 40 days, reduce the amount of desalination water by more than 3785 tons, and avoid the risk of running water caused by the filling of the whole pool. This method is with low cost, high efficiency, strong practicability and certain promotion value.     

EPR缓解SGTR事故的设计特点

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通过降低其整定值自动启动部分冷却,使一回路快速冷却、降压;(3)蒸汽发生器排污系统(APG)增加转移管线,有助于以排污和蒸汽排放组合方式最终冷却、降压。这些EPR设计特点可供CPR1000核电厂系统设计改进参考。     

EPR机组首堆试验项目选取与实施

为满足国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）、美国核管会（NRC）、英国核安全局（ONR）和法国核安全局（ASN）对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求,本文通过分析欧洲先进压水堆（EPR）机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践,提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明,该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展,还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证,保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行,该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。      

国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性.其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入.为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验.该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法...     

熔盐冷却球床实验堆内流动与传热特性数值研究

采用计算流体动力学（CFD）的方法,对熔盐冷却球床堆（FHR）的堆芯中可能产生热点的位置进行局部数值模拟,从而获得燃料球表面及其内部的温度分布和燃料球附近的流场分布情况,并与所开发的FRAC分析程序结果进行对比,其最大误差为2.9%,可以初步说明FRAC程序的正确性。本文的研究结果对FHR相关实验以及机理的研究具有一定的参考价值。      

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组（如AP1000、国和一号等）相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。     

小型氟盐冷却高温堆耦合布雷顿循环系统分析与研究

为满足小型氟盐冷却高温堆（FHR）能量转换需求,开发与之匹配的高效、紧凑、无水冷却动力转换系统,本文对比了超临界二氧化碳（SCO₂）、空气、氩气（Ar）、氮气（N₂）、氙气（Xe）5种气体工质在不同布雷顿循环构型中的热电转换效率、?效率、?损失分布。研究发现,SCO₂布雷顿循环相比其它工质循环具有最高的热电转换效率和?效率,且结构更为紧凑,易于小型化和模块化,与小型氟盐冷却高温堆耦合更具优势;进而对SCO₂布雷顿循环进行构型优化,得出匹配小型氟盐冷却高温堆的最佳循环构型方式,构成固有安全模块化小型氟盐冷却高温堆热电转换系统,为西部能源利用提供新研究思路。      

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

EPR核电厂放射性气体释放前运动及延迟滞留状态论证

以EPR堆型为基础,建立堆芯裂变产生的放射性惰性气体在废气管理系统中运动的模型,以1个换料周期为时长,计算系统吹扫单元和滞留单元两个主要结构部分在两类模式,即稳态运行模式和波动运行模式,以及28类工况下,气体运动的起止时刻、流量等参数,重点分析Kr和Xe等放射性核素经由活性炭的延迟滞留状态,并推导出关键核素在系统内的停留时间。同时,结合系统参数及衰变方程推导出释放的活度流量。该计算方法和结果为分析EPR气态流出物是否满足国家法规标准要求奠定理论基础。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电厂风险指引型管道在役检查应用研究

简要介绍了风险指引型管道在役检查(RI-ISI)的发展现状和方法,给出大亚湾核电站RI-ISI试点研究的结果.并阐述了在国内核电厂实施RI-ISI存在的难点及建议.     

EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。     

AP1000核电厂厂外剂量风险定量化分析

为了分析AP1000核电厂各种潜在的严重事故对周围公众的影响,采用MACCS程序模拟释入大气中气载放射性物质的弥散过程,对6种代表性释放类别进行剂量风险定量化分析。计算结果表明,事故后24 h内厂址边界附近公众的急性红骨髓剂量风险为1.96×10^-7 Sv/（堆•年）,该风险大部分来自安全壳旁通释放(BP);早期健康效应风险在10^-10~10^-9 Sv/(堆•年),且随着与反应堆距离的增大降幅明显;集体全身有效剂量风险为6.94×10^-4 人•Sv/（堆•年）,引发的癌症致死风险非常低。研究结果还表明,核事故后及时撤离将显著降低公众剂量风险。     

核电厂风险监测器系统开发

介绍了风险监测器的概念和功能,根据其功能需求开发了基于浏览器/服务器架构的风险监测器系统。结合某核电厂风险监测器模型对本系统进行了应用。结果表明,本文开发的风险监测器系统能较好地完成系统功能,正确反映核电厂状态并为核电厂人员制定运行决策提供支持。     

百万千瓦核级发电机局部放电试验研究

发电机局部放电试验是监测和预防定子绕组绝缘缺陷的有效手段.通过对岭澳核电站3、4号发电机及红沿河核电厂1号发电机的局部放电试验,研究了首批国产级百万千瓦核级大型水内冷发电机局部放电量超出国家标准范围的问题,找到了此类型发电机局部放电异常的原因,得出了局部放电量偏大是其固有特性的结论,为同型机组的安全投运及局部放电试验评...     

核电厂地震风险量化方法

核电厂地震风险评价应该采用合适的数据处理方法和分析技巧。自主开发地震量化软件,采用蒙特卡洛抽样方法,对地震发生频率及设备失效条件概率进行模拟,并结合地震事故序列对电厂地震风险水平进行评价。该方法弥补了传统概率安全评价(PSA)建模软件在处理地震风险评价方面的不足。与国外同类型软件相比,在不确定性方法的处理上更合理,功能上更完善。