核电站废气中氢氧复合的研究(Ⅰ)——小型试验

为了适应我国核电发展的需要,进行了核电站废气中氢氧复合的研究。研制了适合于核电站工艺废气处理中氢氧复合用的高效催化剂,进行了氢氧复合各种工艺条件试验,确定了氧氧复合的最佳工艺条件。实验结果表明:含钯量为0.5％的Pd-Al_2O_3催化剂性能良好,氢氧复合率均很高,氢复合率>98.3％,氧复合率>99.9％。复合后尾气中氢氧含量很低,氧含量<3ppm,氢含量<400ppm(体积ppm)。在一定的工艺条件下完全能满足核电站工艺废气处理的要求。     

氢氧复合疏水催化剂的制备

以聚苯乙烯-二乙烯基苯(SDB)为载体，用浸渍法研制出常温下在水或100％潮湿气体中都能保持良好活性的疏水性催化剂Pd-NSDB。研究了催化剂制备工艺条件对催化活性的影响。得出制备Pd—NSDB氢氧复合疏水催化剂的条件为：钯负载率为1％，还原时间为8～10h，还原温度为160～220℃。混合气体(1．72％H2，1．47％O2，平衡气Ar)的空速为60min^-1时，所制备的催化剂催化氢氧复合的氢气转化率大于99．9％。所研制的催化剂可用于复合高浓度氢气甚至纯氢的复合系统中，可以在常温下用冷却水除去反应热，使反府床的温度更易控制，提高了氢气复合反应系统的安全性。     

M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化

核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括⁸⁵Kr、^85mKr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe,还有少量¹³¹I、¹³²I、¹³³I、¹³⁵I、¹³²Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。     

基于Pt/C/FN疏水催化剂的常温氢氧复合反应

用高压微波加热法制备了w(Pt)=10%的Pt/C催化剂,得到Pt的粒径d=(2.1±0.7) nm,再将Pt/C催化剂与聚四氟乙烯(PTFE)一起负载于泡沫镍(FN),制备疏水催化剂Pt/C/FN.用Pt/C/FN催化常温氢氧复合反应,研究了温度和H2流速对H2转化率的影响.与商用亲水催化剂Pt/Al2O3相比,Pt/C/FN催化剂活性明显更高.潮湿及干燥条件下测试了Pt/C/FN疏水催化剂的活性,潮湿条件下其活性仅有少量下降.富氧条件下考察了CO对Pt/C/FN疏水催化剂活性的影响,CO对H2转化率的影响较小.     

某核电站放射性碘废气处理系统活性炭吸附剂测试

为实现某核电站放射性碘废气处理系统活性炭吸附剂的国产化,选取国产圆柱状煤质活性炭与椰壳活性炭,以一定比例混合,浸渍烘干,装填到碘废气处理系统中,现场试验结果表明其阻力≤3400Pa、除碘效率≥98％,性能满足工程使用要求。     

世界核电站一览表 （第一部分）

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核电站故障支持系统人机界面（HMI）的设计

三哩岛核电站2号堆事故后，许多人提出在电站里引入人机界面的设计。人机界面能够在事故工况时显示电站状态参数，以辅助操作员操作。虽然在出现紧急工况时，操作员需要依照紧急操作规程进行操作的情况下，人机界面HMI应当起到怎样的作用尚未讨论，但其中的一些人机界面已经应用于核电站。本设计以“特殊的屏幕显示组成人机界面”为主要原则，其优势在于有一位前电站操作员参与了本文的撰写．而以前用户很少参与人机界面的设计。文中所提到的HMI对于普通操作员来说容易理解，并有可能安装在今后的商用核电站上。文中的人机界面HMI的作用已在一个小型实验中得到检验。     

秦山三期（重水堆）核电站的技术改进

秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府让迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。     

核电站安全厂用水系统（SEC）控制系统的设计

核电站安全厂用水系统是一个核辅助系统,其作用是用海水来冷却设备冷却水系统的ＲＲＩ／ＳＥＣ板式热交换器,该系统作为一个安全重要系统,在控制系统的设计上如何来保证工艺系统的安全可靠运行。     

基于复合人工神经网络的核电站实时故障诊断方法研究

针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法.其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验.利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验.结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别.该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果.     

秦山二期核电站氢气风险的CFD研究

利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7 000 s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率为20 g/s,并指出了破口所在蒸汽发生器隔间内发生氢气燃烧火焰加速的可能性.同时,计算结果表明,安全壳内构筑物吸热带走了大部分从一回路释放的热量;压力变化同时受气体总质量(主要是水蒸汽质量)与温度的控制.     

秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。     

核电站控制棒综合试验的优化改进

核电站大修是确保核电机组安全稳定运行的重要工作.在保证核安全基础上,不断减少核电站的大修工期,提高负荷因子,对于提高电站的经济效益,有着重要的意义.控制棒综合试验是压水堆核电站大修期间必须完成的重要试验项目,该试验一般安排在核电机组热态下进行,需占用大修主线时间,直接影响电站的经济效益.田湾核电站在对控制棒综合试验安全限制条件进行物理计算的基础上,把控制棒综合试验安排在机组加热过程中进行,不再占用大修主线时间,提高了机组的负荷因子,取得了较大的经济和社会效益.论文介绍了田湾核电站控制棒综合试验优化论证过程及在大修中的实践成果.     

秦山三期（重水堆）核电站工程进展概况

介绍了秦山三期重水堆核电站工程进展概况,包括土建工程、设计审查、设备监造、调试与生产准备、信息管理５个方面。反映了在承包商交钥匙的合同模式下,业主在工程管理方面所投入的精力和取得的进展。